Как устроен и работает ядерный реактор. Ядерные реакторы реферат

ядерный реактор — устройство, схема и принцип работы

Сегодня мы совершим небольшое путешествие в мир ядерной физики. Темой нашей экскурсии будет ядерный реактор. Вы узнаете, как он устроен, какие физические принципы лежат в основе его работы и где применяют это устройство.

Зарождение атомной энергетики

Первый в мире ядерный реактор был создан в 1942 году в США экспериментальной группой физиков под руководством лауреата нобелевской премии Энрико Ферми. Тогда же ими была осуществлена самоподдерживающаяся реакция расщепления урана. Атомный джин был выпущен на свободу.

Первый советский ядерный реактор был запущен в 1946 году, а спустя 8 лет дала ток первая в мире АЭС в городе Обнинске. Главным научным руководителем работ в атомной энергетике СССР был выдающийся физик Игорь Васильевич Курчатов.

С тех сменилось несколько поколений ядерных реакторов, но основные элементы его конструкции сохранились неизменными.

Анатомия атомного реактора

Эта ядерная установка представляет собой толстостенный стальной бак с цилиндрической ёмкостью от нескольких кубических сантиметров до многих кубометров.

Внутри этого цилиндра размещается святая святых — активная зона реактора. Именно здесь происходит цепная реакция деления ядерного топлива.

Рассмотрим, как происходит этот процесс.

Ядра тяжелых элементов, в частности Уран-235 (U-235), под действием небольшого энергетического толчка способны разваливаться на 2 осколка приблизительно равной массы. Возбудителем этого процесса является нейтрон.

Осколки чаще всего представляют собой ядра бария и криптона. Каждый из них несет положительный заряд, поэтому силы кулоновского отталкивания вынуждают их разлетаться в разные стороны со скоростью около 1/30 световой скорости. Эти осколки являются носителями колоссальной кинетической энергии.

Для практического использования энергии, необходимо, чтобы её выделение носило самоподдерживающийся характер. Цепная реакция, о которой идёт речь, тем интересна, что каждый акт деления сопровождается испусканием новых нейтронов. На один начальный нейтрон в среднем возникает 2-3 новых нейтрона. Количество делящихся ядер урана лавинообразно нарастает, вызывая выделение огромной энергии. Если этот процесс не контролировать — произойдет ядерный взрыв. Он имеет место в атомных бомбах.

Чтобы регулировать число нейтронов в систему вводятся материалы, которые поглощают нейтроны, обеспечивая плавное выделение энергии. В качестве поглотителей нейтронов используют кадмий или бор.

Как же обуздать и использовать громадную кинетическую энергию осколков? Для этих целей служит теплоноситель, т.е. специальная среда, двигаясь в которой осколки тормозятся и нагревают её до чрезвычайно высоких температур. Такой средой может являться обычная или тяжелая вода, жидкие металлы (натрий), а также некоторый газы. Чтобы не вызвать переход теплоносителя в парообразное состояние, в активной зоне поддерживается высокое давление (до 160 атм). По этой причине стенки реактора изготавливают из десятисантиметровой стали специальных сортов.

Если нейтроны вылетят за пределы ядерного топлива, то цепная реакция может прерваться. Поэтому существует критическая масса делящегося вещества, т.е. его минимальная масса, при которой, будет поддерживаться цепная реакция. Она зависит от различных параметров, в том числе и от наличия отражателя, окружающего активную зону реактора. Он служит для предотвращения утечки нейтронов в окружающую среду. Наиболее распространенным материалом для этого конструктивного элемента является графит.

Процессы, происходящие в реакторе, сопровождаются выделением самого опасного вида радиации – гамма излучения. Чтобы минимизировать эту опасность, в нём предусмотрена противорадиационная защита.

Как работает атомный реактор

В активной зоне реактора размещают ядерное горючее, именуемое ТВЭЛами. Они представляют собой таблетки, сформированные из расщепляемого материала и уложенные в тонкие трубки длиной около 3,5 м и диаметром в 10 мм.

Сотни однотипных топливных сборок размещают в активную зону, они и становятся источниками тепловой энергии, выделяемой в процессе цепной реакции. Теплоноситель, омывающий ТВЭЛы, образует первый контур реактора.

Нагретый до высоких параметров, он перекачивается насосом в парогенератор, где передает свою энергию воде второго контура, превращая её в пар. Полученный пар вращает турбогенератор. Вырабатываемая этим агрегатом электроэнергия передается потребителю. А отработанный пар, охлажденный водой из пруда–охладителя, в виде конденсата, возвращается в парогенератор. Цикл замыкается.

Такая двухконтурная схема работа ядерной установки исключает проникновение радиации, сопровождающей процессы, происходящие в активной зоне, за его пределы.

Итак, в реакторе происходит цепочка превращений энергии: ядерная энергия расщепляемого материала → в кинетическую энергию осколков → тепловую энергию теплоносителя → кинетическую энергию турбины → и в электрическую энергию в генераторе.

Неизбежные потери энергии приводят к тому, что КПД атомных электростанций сравнительно не велик 33-34%.

Кроме выработки электрической энергии на АЭС ядерные реакторы используют для получения различных радиоактивных изотопов, для исследований во многих областях промышленности, для изучения допустимых параметров промышленных реакторов. Всё более широкое распространение получают транспортные реакторы, обеспечивающие энергией двигатели транспортных средств.

Типы ядерных реакторов

Как правило, ядерные реакторы работают на уране U-235. Однако его содержание в природном материале чрезвычайно мало, всего 0,7%. Основную же массу природного урана составляет изотоп U-238. Цепную реакцию в U-235 могут вызвать лишь медленные нейтроны, а изотоп U-238 расщепляется только быстрыми нейтронами. В результате же расщепления ядра рождаются как медленные, так и быстрые нейтроны. Быстрые нейтроны, испытывая торможение в теплоносителе (воде), становятся медленным. Но количество изотопа U-235 в природном уране столь мало, что приходится прибегать к его обогащению, доводя его концентрацию до 3-5%. Процесс этот весьма дорогой и экономически невыгоден. Кроме того время исчерпания природных ресурсов этого изотопа оценивается лишь 100-120 годами.

Поэтому в атомной промышленности происходит постепенный переход на реакторы, работающие на быстрых нейтронах.

Основное их отличие — в качестве теплоносителя используют жидкие металлы, которые не замедляют нейтроны, а в роли ядерного горючего используют U-238. Ядра этого изотопа через цепочку ядерных превращений переходят в Плутоний-239, который подвержен цепной реакции так же как и U-235. Т.е имеет место воспроизведение ядерного горючего, причём в количестве, превышающем его расход.

По оценке специалистов запасов изотопа Урана-238 должно хватить на 3000 лет. Этого времени вполне достаточно, чтобы у человечества хватило времени для разработки иных технологий.

Проблемы использования ядерной энергетики

Наряду с очевидными преимуществами ядерной энергетики, нельзя недооценивать масштаб проблем, связанных с эксплуатацией ядерных объектов.

Первая из них — это утилизация радиоактивных отходов и демонтированного оборудования атомной энергетики. Эти элементы обладают активным радиационным фоном, который сохраняется на протяжении длительного периода. Для утилизации этих отходов используют специальные свинцовые контейнеры. Их предполагается хоронить в районах вечной мерзлоты на глубине до 600 метров. Поэтому постоянно ведутся работы по поиску способа переработки радиоактивных отходов, что должно решить проблему утилизации и способствовать сохранению экологии нашей планеты.

Второй не менее тяжелой проблемой является обеспечение безопасности в процессе эксплуатации АЭС. Крупные аварии, подобные Чернобыльской, способны унести множество человеческих жизней и вывести из использования огромные территории.

Авария на японской АЭС «Фукусима-1» лишь подтвердила потенциальную опасность, которая проявляется при возникновении внештатной ситуации на ядерных объектах.

Однако возможности ядерной энергетики столь велики, что экологические проблемы уходят на второй план.

На сегодняшний день у человечества нет иного пути утоления всё нарастающего энергетического голода. Основой ядерной энергетики будущего, вероятно, станут «быстрые» реакторы с функцией воспроизводства ядерного топлива.

Автор: Драчёва Светлана Семёновна

Вы можете оставить комментарий к докладу.

www.doklad-na-temu.ru

Реферат - Атомный реактор. - Ядерная физика

Введение Основным прикладным результатом фундаментальных исследований в ядерной физике явилось становление атомной энергетики. Производимая в ядерных реакторах энергия составляет около 6% всего мирового производства энергии. В некоторых странах ( Франция, Швеция ) атомные электростанции дают более половины всей электроэнергии. Однако развитие атомной энергетики породило и общественные проблемы, которые наиболее ярко проявились в трагической Чернобыльской катастрофе. После Чернобыля опасность для здоровья людей и окружающей среды, связанная с ядерной энергетикой, вызвала обоснованная негативную реакцию общественного мнения. Возникшие при этом вопросы относились не только к промышленникам и политикам, но и к научному сообществу физиков, работающих в области ядерной физики и физики элементарных частиц. В конце концов выяснилось, что физики разработали ядерный реактор, который, как оказалось, может выйти из-под контроля. Поэтому задача развития безопасной ядерной энергетики, проведение фундаментальных исследований по этой тематике в последние годы привлекают повышенное внимание. Ядерным (или атомным) реактором называется устройство, в котором осуществляется управляемая реакция деления ядер. Ядра урана, особенно ядра изотопа 235U, наиболее эффективно захватывают медленные нейтроны. Вероятность захвата медленных нейтронов с последующим делением ядер в сотни раз больше, чем быстрых. Поэтому в ядерных реакторах, работающих на естественном уране, используются замедлители нейтронов для повышения коэффициента размножения нейтронов. Эти реакторы получили название гетерогенных реакторов. Уже давно известен возможный вариант безопасной ядерной энергетики - освоение управляемого термоядерного синтеза. Однако, несмотря на принципиальную осуществимость этой программы, до сих пор перед исследователями стоят ещё не преодолённые технологические трудности. Для завершения программы исследований по управляемому термоядерному синтезу необходимы большие материальные вложения и значительное время. В то же время также достаточно давно известен и другой вариант безопасной энергетики, основанный на работе ядерного реактора в подкритическом режиме, для чего требуется облучение реактора потоком нейтронов. Эти нейтроны могут быть получены с помощью интенсивных пучков протонов или более тяжелых ядер. В последние годы работа в этом направлении значительно активизировалась как в область фундаментальных исследований, так и в разработке конкретных проектов установок, производящих энергию. Атомный реактор. Источником энергии реактора служит процесс деления тяжелых ядер. Напомним, что ядра состоят из нуклонов, то есть протонов и нейтронов. При этом количество протонов Z определяет заряд ядра Ze: оно равно номеру элемента из таблицы Менделеева, а атомный вес ядра А – суммарному количеству протонов и нейтронов. Ядра, имеющие одинаковое число протонов, но различное число нейтронов, являются различными изотопами одного и того же элемента и обозначается символом элемента с атомным весом слева вверху. Например, существуют следующие изотопы урана: 238U, 235U, 233U,... Масса ядра М не просто равна сумме масс составляющих его протонов и нейтронов, а меньше её на величину М, определяющую энергию связи (в соответствии с соотношением ) М=Zmp+(A-Z)mn-(A)A, где(А)с - энергия связи, приходящаяся на один нуклон. Величина (А) зависит от деталей строения соответствующего ядра... Однако наблюдается общая тенденция зависимости её от атомного веса. А именно, пренебрегая мелкими деталями, можно описать эту зависимость плавной кривой, возрастающей при малых. А, достигающей максимума в середине таблицы Менделеева и убывающей после максимума к большим значениям А. Представим себе, что тяжелое ядро с атомным весом А и массой М разделилось на два ядра А1 и А2 с массами соответственно М1 и М2, причем А1 + А2 равно А либо несколько меньше его, так как в процессе деления могут вылететь несколько нейтронов. Возьмем для наглядности случай А1 + А2 = А. Рассмотрим величину разности масс начального ядра и двух конечных ядер, причем будем считать что А1 = А2, так, что (А1)=(А2), М=М-М1-М2=-(А)А+(А1)(А1 +А2) =А((А1)- (А1)). Если А соответствует тяжелому ядру в конце Периодической системы, то А1 находится в середине и имеет максимальное значение(А2). Значит, М>0 и, следовательно, в процессе деления выделяется энергия Ед=Мс2. Для тяжелых ядер, например для ядер урана, ((А1)- (А))с2=1 МэВ. Так что при А=200 имеем оценку Ед = 200 МэВ. Напомним, что электрон-вольт (эВ) внесистемная единица энергии, равная энергии, приобретаемой элементарным зарядом под действием разности потенциалов 1В ( 1эВ = 1,6*10-19 Дж). Например, средняя энергия, выделяемая при делении ядра 235U Ед = 180 МэВ = 180 106 эВ. Таким образом, тяжелые ядра являются потенциональными источниками энергии. Однако самопроизвольное деление ядер происходит исключительно редко и практически значения не имеет. Если же в тяжелое ядро попадает нейтрон, то процесс деления может резко убыстриться. Это явление происходит с различной интенсивностью для различных ядер, и мерой его служит эффективное поперечное сечение процесса. Напомним, как определяются эффективные сечения и как они связаны с вероятностями тех или иных процессов. Представим себе пучок частиц, (например, нейтронов), падающих на мишень, состоящую из определённых объектов, скажем ядер. Пусть N0 - число нейтронов в пучке, n-плотность ядер, приходящаяся на единицу объема (1 см3 ). Пусть нас интересуют события определённого сорта, например деление ядер мишени. Тогда число таких событий N будет определяться формулой N=N0nlэф, где l- длинна мишени и эф называется поперечным сечением процесса деления (или любого другого процесса) заданной энергией Е, соответствующей энергии налетающих нейтронов. Как видно из предыдущей формулы, эффективное сечение имеет размерность площади(см2). Оно имеет вполне понятный геометрический смысл: это площадка, при попадании в которую происходит интересующий нас процесс. Очевидно, если сечение большое, процесс идёт интенсивно, а маленькое сечение соответствует малой вероятности попадания в эту площадку, следовательно, в этом случае процесс происходит редко. Итак, пусть для некоторого ядра мы имеем достаточно большое эффективное сечение процесса деления при этом, при делении наряду с двумя большими осколками А1 и А2 могут вылететь несколько нейтронов. Средне число дополнительных нейтронов называется коэффициентом размножения и обозначается символом k. Тогда реакция идёт по схеме n+A A1+A2+kn. Родившиеся в этом процессе нейтроны, в свою очередь, реагируют с ядрами А, что даёт новые реакции деления и новое, ещё большее число нейтронов. Если k > 1, такой цепной процесс происходит с нарастающей интенсивностью и приводит к взрыву с выделением огромного кол-ва энергии. Но процесс этот можно контролировать. Не все нейтроны обязательно попадут в ядро А: они могут выйти наружу через внешнюю границу реактора, могут поглотиться в веществах, которые специально вводятся в реактор. Таким образом, величину k, можно уменьшить до некоторой kэф, которая равна 1 и лишь незначительно её превышает. Тогда можно успевать отводить производимую энергию и работа реактора становится устойчивой. Тем не менее в этом случае реактор работает в критическом режиме. Неполадки с отводом энергии привели бы к нарастающей цепной реакции и катастрофе. Во всех действующих системах предусмотрены меры безопасности, однако аварии, с очень малой вероятностью, могут происходить и, к сожалению происходят. Как выбирается рабочее вещество для атомного реактора? Необходимо, чтобы в топливных элементах присутствовали ядра изотопа с большим эффективным сечением деления. Единица измерения сечения 1 барн = 10-24 см2. Мы видим две группы значений сечений: ( 233U, 235U, 239Pu ) и малые(232Th,238U). Для того, чтобы представить себе разницу, вычислим, какое расстояние должен пролететь нейтрон, чтобы произошло событие деления. Воспользуемся для этого формулой N=N0nlэф. Для N=N0=1 имеем Здесь n- плотность ядер,, где p- обычная плотность и m =1,66*10-24г- атомная единица массы. Для урана и тория n = 4,8.1022 см3. Тогда для 235U имеем l = 10см, а для 232Th l = 35 м. Таким образом, для реального осуществления процесса деления следует использовать такие изотопы как 233U, 235U, 239Pu. Изотоп 235U в небольшом кол-ве содержится в природном уране состоящем в основном из 238U, поэтому в качестве ядерного топлива обычно используют уран, обогащённый изотопом 235U. При этом в процессе работы реактора вырабатывается значительное кол-во ещё одного расщепляющегося изотопа- 239Pu. Плутоний получается в результате цепочки реакций 238U + n ()239U ()239Np ()239Pu, где означает излучение фотона, а -- распад по схеме Z (Z+1)+e +v. Здесь Z определяет заряд ядра, так что при распаде происходит к следующему элементу таблицы Менделеева с тем же А, е- электрон и v-электронное антинейтрино. Необходимо отметить также, что изотопы А1, А2, получающиеся в процессе деления, как правило, являются радиоактивными с временами полураспада от года до сотен тысяч лет, так что отходы атомных электростанций, представляющие собой выгоревшее топливо, очень опасны и требуют специальных мер для хранения. Здесь возникает проблема геологического хранения, которое должно обеспечить надёжность на миллионы лет вперёд. Несмотря на очевидную пользу атомной энергетики, основанной на работе ядерных реакторов в критическом режиме, она имеет и серьезные недостатки. Это, во-первых, риск аварий, аналогичных Чернобыльской, и, во-вторых, проблема радиоактивных отходов. Предложение использовать для атомной энергетики реакторы, работающие в подкритическом режиме, полностью разрешает первую проблему и в значительной степени облегчает решение второй. Ядерный реактор в подкритическом режиме как усилитель энергии. Представим себе, что мы собрали атомный реактор, имеющий эффективный коэффициент размножения нейтронов kэф немного меньше единицы. Облучим это устройство постоянным внешним потоком нейтронов N0. Тогда каждый нейтрон (за вычетом вылетевших наружу и поглощённых, что учтено в kэф) вызовет деление, которое даст дополнительный поток N0k2эф. Каждый нейтрон из этого числа снова произведёт в среднем kэф нейтронов, что даст дополнительный поток N0kэф и т.д. Таким образом, суммарный поток нейтронов, дающих процессы деления, оказывается равным N = N0 ( 1 + kэф + k2эф + k3эф +...) = N0kn эф. Если kэф > 1, ряд в этой формуле расходится, что и является отражением критического поведения процесса в этом случае. Если же kэф Выделение энергии в единицу времени ( мощность ) тогда определяется выделением энергии в процессе деления, где к нейтронах. Удобно представить поток нейтронов через ток ускорителя где е- заряд протонов, равный элементарному электрическому заряду. Когда мы выражаем энергию в электрон-вольт, это значит, что мы берём представление Е = еV, где V- соответствующий этой энергии потенциал, содержащий столько вольт, сколько электрон-вольт содержит энергия. Это значит, что с учётом предыдущей формулы можно переписать формулу выделения энергии в виде Наконец удобно представить мощность установки в виде где V- потенциал, соответствующий энергии ускорителя, так что VI по известной формуле есть мощность пучка ускорителя: P0 = VI, а R0 в предыдущей формуле есть коэффициент для kэф = 0,98,что обеспечивает надёжный запас подкритичности. Все остальные величины известны, и для энергии протонного ускорителя 1 ГэВ имеем. Мы получили коэффициент усиления 120, что, разумеется, очень хорошо. Однако коэффициент предыдущей формулы соответствует идеальному случаю, когда полностью отсутствуют потери энергии и в ускорителе, и при производстве электроэнергии. Для получения реального коэффициента нужно умножить предыдущую формулу на эффективность ускорителя rу и КПД тепловой электростанции rэ. Тогда R=ryrэR0. Эффективность ускорения может быть достаточно высокой, например в реальном проекте сильноточного циклотрона на энергию 1ГэВ ry = 0,43. Эффективность производства электроэнергии может составлять 0,42. Окончательно реальный коэффициент усиления R = ry rэ R0 = 21,8, что по-прежнему вполне хорошо, потому что всего 4,6% производимой установкой энергии нужно возвращать для поддержания работы ускорителя. При этом реактор работает только при включенном ускорителе и никакой опасности неконтролируемой цепной реакции не существует. Воспроизводство топлива. Для производства энергии в подкритическом режиме требуется хорошо делящийся изотоп. Обычно рассматриваются три возможности 239Pu,235U,233U. Очень интересным оказывается последний вариант, связанный с 233U. Этот изотоп может воспроизводиться в реакторе при облучении интенсивным потоком нейтронов, а это и есть непременное условие роботы реактора в подкритическом режиме. Действительно, представим себе, что реактор заполнен природного тория 232Th и 233U. Тогда при облучения реактора нейтронами, полученными с помощью ускорителя, как описано в предыдущем разделе, идут два основных процесса: во-первых, при попадании нейтронов в 233U происходит деление, которое и является источником энергии, и, во-вторых, при захвате нейтрона ядром 232Th идёт цепочка реакций. 232Th+n ()233Th ()233Pa ()233U Каждая реакция деления приводит к убыли одного ядра 233U, а каждая предыдущая реакция приводит к появлению такого ядра. Если сравниваются вероятности процесса деления и предыдущего процесса, то кол-во 233U при работе реактора остаётся постоянной, то есть топливо воспроизводится автоматически. Вероятности процесса определяются их эффективными сечениями согласно формуле определения числа событий N. Из этой формулы мы получаем условия стабильной работы реактора с постоянным содержанием 233U: n(232Th)(232Th)=n(233U)(233U) где n(.) - плотность ядер соответствующего изотопа. Сечение деления (233U) = 2,784 барн приведено выше, а сечение захвата нейтрона торием при тех же энергиях (232Th) = 0,387 барн. Отсюда получаем отношение концентраций 233U и 232Th Таким образом, если мы в качестве рабочего вещества выберем смесь из 88% природного тория и 12% изотопа 233U, то такой состав, будет длительное время сохраняться при работе реактора. Положение изменится после, того как будет выработано достаточно большое кол-во тория. После этого нужно производить смену рабочего вещества, но 233U следует выделить из отработанного вещества и использовать в следующей загрузке. Оценим время, которое может проработать реактор при одной загрузке. Возьмём в качестве примера параметры установки, предлагаемые группой проф. К. Руббиа Здесь ток ускорителя 12,5 мА при энергии 1 ГэВ и исходная масса топлива 28,41 т. Топливо состоит из Окислов ThO2 и 233UO2. Исходное кол-во ядер 232Th 5,58 1028. При приведённом значении тока производится 1,72 1018 нейтронов в секунду. В силу соотношения N=N0nl эф половина нейтронов захватывается торием, это соответствует 2,7 1025 захватов в год. Отсюда делается заключение, что при времени работы на одной загрузке порядка нескольких лет будет выработано менее 1% всего кол-ва тория. В проекте принята периодичность замены топлива 5 лет. Необходимо отметить, что продукты деления 233U, представляющие большую радиационную опасность, с большой вероятностью участвуют в реакциях с нейтронами, в результате которых наиболее опасные продукты деления со средним временем жизни пережигаются, то есть либо переходят в устойчивые изотопы, либо, наоборот, в очень нестабильные, которые быстро распадаются. Таким образом, отпадает необходимость геологического хранения отходов работы атомной электростанции. Это ещё одно несомненное преимущество подкритического режима работы ядерного реактора. При этом, разумеется, часть потока нейтронов расходуется на пережигание отходов, что несколько понижает коэффициент усиления R = ryrэR0= 21,8. Однако эти затраты, вне всякого сомнения, оправданны. О выборе сорта частиц в ускорителе. В проекте, разрабатываемом группой К.Руббиа, а так же в ряде других проектов для получения пучка нейтронов предлагается использовать ускоритель протонов. Действительно, технология сооружения сильноточных ускорителей протонов хорошо разработана, изучены процессы рождения нейтронов при взаимодействии пучка протонов с массивными мишенями. Однако отметим, что в последние годы развиваются исследования с использованием пучков более тяжелых ядер высоких энергий, в том числе и в применении к проблеме создания интенсивных пучков нейтронов. В этом случае при столкновении ускоренного ядра с ядром мишени рождается некоторое кол-во нейтронов и ядерные фрагменты, которые, будучи достаточно энергичными, сами вступают в реакции, порождающие нейтроны и новые ядерные фрагменты, вновь вступающие в реакции, и т.д. Такой процесс называется ядерным каскадом. В результате развития ядерного каскада рождается значительное число нейтронов. Проблема заключается в выборе частицы, дающей максимальное число нейтронов на единицу затраченной на ее ускорение энергии. Для анализа процессов, вызываемых ускоренными ядрами, удобно ввести удельную энергию, то есть энергию, приходящуюся на один нуклон. Это величина Е* = Е/А. В первом приближении ядро, летящее в пучке с энергией Е, можно рассматривать как совокупность А нуклонов с энергией Е* каждый. Тогда действие пучка ядер представляется эквивалентным действию пучка протонов, в А раз более интенсивного и в А раз менее энергичного, что даст то же число нейтронов на единицу затраченной на ускорение энергии (при этом ускорение ядер - процесс технологически несколько более сложный, чем ускорение протонов). Однако этот вывод справедлив лишь в первом приближении. Величина n в выражении N0 =, является функцией двух переменных: Е и А, а не только их отношения А*. С одной стороны, эту зависимость можно рассчитать из теоретической модели, а с другой - изучить на опыте. Теоретический расчёт даёт максимальное число нейтронов на единицу затраченной энергии для пучка дейтронов 2Н, а далее с ростом А эффективность ядерного пучка медленно убывает. В эксперименте проявился неожиданный эффект. Эти экспериментальные результаты были получены двумя группами физиков в опытах на синхрофазотроне Объединённого института ядерных исследований в Дубне (Россия), который в последние годы, работает в режиме ускорения пучков ядер. Одна группа представляла физиков ОИЯИ, другая объединяла в рамках сотрудничества физиков из ОИЯИ, Германии (Марбург), Франция (Страсбург), Греции (Салоники). Обе группы получили согласующиеся между собой результаты: измеренный поток нейтронов, порождённый пучком ядер 12С с полной энергией 44 ГэВ (Е* = 3,65 Гэв), в полтора раза превышает расчётный, теоретический. При этом отклонение результатов наблюдений от расчётных предсказаний начинается при достаточно большом значении энергии Е, превышающей согласно данным второй группы энергию 22 ГэВ. С большой степенью вероятности причиной такого рассогласования можно считать коллективные эффекты в ядрах. Дело в том, что при столкновении двух ядер наряду с взаимодействием отдельных составляющих их нуклонов между собой может происходить обмен энергией между взаимодействующими ядрами как целыми, то есть в игру вступают сразу все 44 ГэВ, запасённые ядром 12С. В результате образуется сильно возбуждённое ядерное состояние, дающее при развале большое кол-во так же возбуждённых ядерных фрагментов По - видимому, эти процессы с заметной интенсивностью происходят при энергиях Е порядка 40 ГэВ и более. Например, для ядер аргона 40Ar это происходит уже при удельной энергии Е* = 1 ГэВ. Для коллективных эффектов в ядре важным является действие вязкости ядерной материи, что приводит к эффективному трению при движении частиц в ядре. Трение приводит к тому, что область взаимодействия налетающего ядра с ядром мишени как бы расширяется. Вследствие этого увеличивается вероятность вылета возбужденных ядерных фрагментов, что ведёт к увеличению выхода нейтронов. Справедливость такой интерпретации составляет предмет теоретических и экспериментальных исследований. Изучение этой проблемы даст возможность выбрать оптимальный пучок для поддержания работы подкритического реактора. В самом деле, усиление ядерных каскадов при реакциях тяжелых ядер с достаточно высокой энергией может привести к выводу о преимуществе использования тяжелых ядер вместо протонов для работы установок, которые описанные выше. Таким образом, вопрос о выборе пучка для генерации потока нейтронов оказывается связанным с фундаментальными проблемами физики ядра и элементарных частиц. Список используемой литературы: 1. 1. Вальтер А.К., Залюбовский И.И. Ядерная физика. Харьков: Основа, 1991. 2. 2. Воронько В.А. и др. // Атомная энергия. 1990. Т.68.С.449; 1991 Т.71.С.563. 3. 3. Соросовский общеобразовательный журнал. №1, 1997. Арбузов Б.А. Физика подкритического ядерного реактора. 4. 4. Мякишев Г.Я., Буховцев Б.Б. «Физика 11»

www.ronl.ru

Реферат - Ядерные реакторы классификация

1. Феномен атома. Насколько сегодня известно, мысль о том, что материя может состоять из отдельных частиц, впервые была высказана Левкиппом из Милета в 5 в. до н.э. Эту идею развил его ученик Демокрит, который и ввел слово атом (от греческого атомос, что значит неделимый). В начале 19 века Джон Дальтон (1766 – 1844) возродил это слово, подведя научную основу под умозрительные идеи древних греков. Согласно Дальтону, атом – это крошечная неделимая частица материи, принимающая участие в химических реакциях. Простые представления об атоме, принадлежащие Дальтону, были поколеблены в 1897 г., когда Дж. Дж. Томсон (1856 – 1940) установил, что атому могут испускать еще меньшие отрицательно заряженные частицы (позднее названные электронами). Стало очевидным, что атом обладает внутренней структурой. Это открытие указывало, что атом, по-видимому, должен содержать и положительные заряды. Томсон предположил, что электроны рассеяны в положительно заряженном атоме, подобно «изюминкам в булке». Эта модель не позволяла объяснить некоторые свойства атомов, однако более совершенную модель удалось создать лишь после открытия радиоактивного излучения. Явление радиоактивности было открыто Беккерелем, который обнаружил, что атому урана самопроизвольно испускают излучение. Известны 3 формы этого излучения: бета частицы (отрицательно заряженные электроны), альфа частицы (положительно заряженные ядра гелия, состоящие из двух протонов и двух нейтронов) и гамма-излучение (коротковолновое электромагнитное излучение, не несущее заряда).

1.1. Модель атома Резерфорда. В 1911 г. Эрнест Резерфорд (1871 – 1937) предложил совершенно новую модель атома, основанную на результатах его собственных экспериментов и экспериментов Ханса Гейгера (1882 – 1945), в которых измерялось рассеяние альфа частиц при прохождении через золотую фольгу. Согласно модели Резерфорда, положительный заряд и основная масса атома сосредоточены в центральном ядре, вокруг которого движутся электроны. Сегодня мы знаем, что атом представляет собой почти пустое пространство с крошечным ядром, размеры которого в десятки тысяч раз меньше размеров атома в целом. Сами атомы тоже предельно малы: 10 млн. атомов, выстроенные в ряд, составят всего 1 мм. Позже Резерфорд установил, что положительный заряд ядра несут частицы в 1836 раз более тяжелые, чем электрон. Он назвал их протонами. Заряд протона равен по величине, но противоположен по знаку заряду электрона. Простейший атом – атом водорода – состоит из одного протона (ядра) и одного электрона, движущегося вокруг него. Более тяжелые ядра содержат большее число протонов (это число называют атомным номером), причем оно всегда равно числу окружающих ядро электронов. Позднее было установлено, что все ядра атомов, за исключением ядра водорода, содержат также частицы и другого типа – незаряженные частицы (названные поэтому нейтронами) с массой, почти равной массе протона.

1.2. Создание модели атома: квантовая теория и спектроскопия. Датский физик Нильс Бор (1885 – 1962), сделавший следующий важный шаг на пути создания модели атома, опирался при этом на две другие области исследований. Первая из них – квантовая теория, вторая – спектроскопия. Впервые идея квантования была высказана Максом Планком (1858 – 1947) в 1900 г. для объяснения механизма излучения тепла (и света) нагретым телом. Планк показал, что энергия может излучаться и поглощаться только определенными порциями, или квантами. Основы спектроскопии были заложены еще Исааком Ньютоном (1642 – 1727): он пропустил луч солнечного света через стеклянную призму, разложив его на совокупность цветов видимого спектра. В 1814 г. Йозеф Фраунгофер (1787 – 1826) открыл, что спектр солнечного света содержит несколько темных линий, соответствующих, как было установлено позже, линиям в спектре испускания водорода, в котором произошел электрический разряд. Бор доказал, что движущийся электрон в атоме водорода может существовать только на фиксированных орбитах, а спектральные линии водорода соответствуют поглощению (темные линии) или излучению (светлые линии) кванта энергии; эти процессы происходят, когда электрон «перепрыгивает» с одной фиксированной орбиты на другую. Модель Бора, позднее усовершенствованная Арнольдом Зоммерфельдом (1868 – 1951), позволила добиться успехов в объяснении спектра водорода. Согласно современной квантовой теории, фиксированные орбиты Бора не следует представлять слишком буквально – в действительности электрон в атоме с некоторой вероятностью может быть обнаружен в любом месте, а не только вблизи орбиты. Это – следствие квантовой механики, которая была в основном сформулирована Вернером Гейзенбергом (1901 – 1976) и Эрвином Шредингером (1887 – 1961). В ее основе лежит так называемый принцип неопределенности Гейзенберга. В результате орбиты Бора оказались не точными траекториями электрона, а местами его наиболее вероятного обнаружения в атоме. Согласно идее корпускулярно-волнового дуализма, впервые высказанной Луи де Бройлем, субатомные частицы можно описывать так же, как и свет, в том смысле, что в одних случаях для этого целесообразно пользоваться понятием «частица», а в других – «волна». Так, «пучок» электронов ведет себя как совокупность частиц в катодных лучах, но как совокупность волн в электронном микроскопе. Однако, с точки зрения химии, представление об атоме, как о мельчайшей частичке материи, принимающей участие в химических реакциях, по-прежнему остается наиболее удобным.

2. Атомная энергетика. Ядерная энергия играет исключительную роль в современном мире: ядерное оружие оказывает влияние на политику, оно нависло угрозой над всем, живущим на Земле. А пока человечество стремится утолить свои непрерывно растущие потребности в энергии путем беспредельного развития ядерной энергетики, радиоактивные отходы загрязняют нашу планету. В действительности жизнь на Земле всегда зависела от ядерной энергии: ядерный синтез питает энергией Солнце, радиоактивные процессы в недрах Земли нагревают ее жидкое ядро влияют на подвижность материковых плит. Ядерная энергия выделяется, во-первых, при радиоактивном распаде и делении атомного ядра, а во-вторых, с процессе синтеза – слияния легких ядер в более тяжелые.

2.1. Радиоактивность – ее открытие и природа. Радиоактивность была открыта Антуаном Беккерелем (1852 – 1908). После получения радия стало ясно, что радиоактивный процесс сопровождается выделением огромного количества энергии. Распад радия происходит в несколько стадий, при этом выделяется в 2*105 раз больше энергии, чем при сгорании такой же массы угля. Ядро атома имеет диаметр порядка 10-12 сантиметров и состоит из протонов (положительно заряженных частиц) и нейтронов (нейтральных частиц с массой, почти равной массе протона). Только ядро водорода состоит лишь из одного-единственного протона (и не содержит нейтронов). Большинство элементов представляет собой смесь изотопов, ядра которых различаются числом нейтронов.

2.2. Получение ядерной энергии. Получение ядерной энергии в больших количествах впервые было достигнуто в цепной реакции деления ядер урана. Когда изотоп уран-235 поглощает нейтрон, ядро урана распадается на две части и при этом вылетают два – три нейтрона. Если из числа нейтронов, образующихся после каждого акта деления, в следующем участвует в среднем более одного нейтрона, то процесс экспоненциально нарастает, приводя к неуправляемой цепной реакции. Для преобразования ядерной энергии в электрическую этот процесс необходимо замедлить и сделать управляемым; тогда его можно использовать для получения тепла, которое затем превращается в электричество. Ядерный реактор – это своего рода «печка». Вероятность деления ядра урана-235 велика, если последний движется сравнительно медленно (со скоростью около 2 км/c). Для замедления нейтронов в ядерный реактор помещают специальные материалы, называемые замедлителями.

2.3. Ядерные реакторы: классификация. Ядерные реакторы можно классифицировать по типу применяемых в них замедлителей: реакторы на графите, на воде и на тяжелой воде. Тяжелой называется вода, в которой обычный водород заменен его тяжелым изотопом – дейтерием. Тяжелая вода поглощает значительно больше электронов, чем обычная. Для поддержания цепной реакции необходимо определенное количество делящегося вещества. Если в реакторе теряется в результате поглощения или испускания больше нейтронов, чем возникает, то реакция не будет самоподдерживающейся. Если же, наоборот, нейтронов возникает больше, чем теряется, то реакция становится самоподдерживающейся и нарастающей. Минимальное количество вещества, обеспечивающее самоподдерживающееся протекание реакции, называется критической массой. Для нормальной работы ядерного реактора поток нейтронов должен поддерживаться постоянным на требуемом уровне. Режим работы реактора регулируют, вдвигая и выдвигая стержни из поглощающего материала.

2.4. Термоядерная энергия – основа энергетики будущего. Первая половина 20 века завершилась крупнейшей победой науки – техническим решением задачи использования громадных запасов энергии тяжелых атомных ядер – урана и тория. Этого вида топлива, сжигаемого в атомных котлах, не так уж много в земной коре. Если всю энергетику земного шара перевести на него, то при современных темпах роста потребления энергии урана и тория хватит лишь на 100 – 200 лет. За этот же срок исчерпаются запасы угля и нефти. Вторая половина 20 века будет веком термоядерной энергии. В термоядерных реакциях происходит выделение энергии в процессе превращения водорода в гелий. Быстро протекающие термоядерные реакции осуществляются, как говорилось выше, в водородных бомбах. Сейчас перед наукой стоит задача осуществления термоядерной реакции не в виде взрыва, а в форме управляемого, спокойно протекающего процесса. Решение этой задачи даст возможность использовать громадные запасы водорода на Земле в качестве ядерного топлива. В термоядерных реакторах, безусловно, будет использоваться не обычный, а тяжелый водород. В результате использования водорода с атомным весом, отличным от наиболее часто встречающегося в природе, удастся получить ситуацию, при которой литр обычной воды по энергии окажется равноценен примерно 400 литрам нефти. Элементарные расчеты показывают, что дейтерия (разновидность водорода, которая будет использоваться в подобных реакциях) хватит на земле на сотни лет при самом бурном развитии энергетики, в результате чего проблема заботы о топливе отпадет практически навсегда.

3. Атомное оружие. Атомное оружие – самое мощное оружие на сегодняшний день, находящееся на вооружении пяти стран-сверхдежав: России, США, Великобритании, Франции и Китая. Существует также ряд государств, которые ведут более-менее успешные разработки атомного оружия, однако их исследования или не закончены, или эти страны не обладают необходимыми средствами доставки оружия к цели, что делает его бессмысленным. Индия, Пакистан, Северная Корея, Ирак, Иран имеют разработки ядерного оружия на разных уровнях, ФРГ, Израиль, ЮАР и Япония теоретически обладают необходимыми мощностями для создания ядерного оружия в сравнительно короткие сроки. Трудно переоценить роль ядерного оружия. С одной стороны, это мощное средство устрашения, с другой – самый эффективный инструмент укрепления мира и предотвращения военного конфликтами между державами, которые обладают этим оружием. С момента первого применения атомной бомбы в Хиросиме прошло 52 года. Мировое сообщество близко подошло к осознанию того, что ядерная война неминуемо приведет к глобальной экологической катастрофе, которая сделает дальнейшее существование человечества невозможным. В течение многих лет создавались правовые механизмы, призванные разрядить напряженность и ослабить противостояние между ядерными державами. Так например, было подписано множество договоров о сокращении ядерного потенциала держав, была подписана Конвенция о Нераспространении Ядерного Оружия, по которой страны-обладателя обязались не передавать технологии производства этого оружия другим странам, а страны, не имеющие ядерного оружия, обязались не предпринимать шагов для его разработки; наконец, совсем недавно сверхдержавы договорились о полном запрещении ядерных испытаний. Очевидно, что ядерное оружие является важнейшим инструментом, который стал регулирующим символом целой эпохи в истории международных отношений и в истории человечества.

3.1. Современные атомные бомбы и снаряды. В зависимости от мощности атомного заряда атомные бомбы, снаряды делят на калибры: малый, средний и крупный. Чтобы получить энергию, равную энергии взрыва атомной бомбы малого калибра, нужно взорвать несколько тысяч тонн тротила. Тротиловый эквивалент атомной бомбы среднего калибра составляет десятки тысяч, а бомбы крупного калибра – сотни тысяч тонн тротила. Еще большей мощностью может обладать термоядерное (водородное) оружие, его тротиловый эквивалент может достигать миллионов и даже десятков миллионов тонн. Атомные бомбы, тротиловый эквивалент которых равен 1- 50 тыс. т, относят к классу тактических атомных бомб и предназначают для решения оперативно-тактических задач. К тактическому оружию относят также артиллерийские снаряды с атомным зарядом мощность 10 – 15 тыс. т. и атомные заряды (мощностью около 5 – 20 тыс. т) для зенитных управляемых снарядов и снарядов, используемых для вооружения истребителей. Атомные и водородные бомбы мощностью свыше 50 тыс. т относят к классу стратегического оружия. Нужно отметить, что подобная классификация атомного оружия является лишь условной, поскольку в действительности последствие применения тактического атомного оружия могут быть не меньшими, чем те, которые испытало на себе население Хиросимы и Нагасаки, а даже большими. Сейчас очевидно, что взрыв только одной водородной бомбы способен вызвать такие тяжелые последствия на огромных территориях, каких не несли с собой десятки тысяч снарядов и бомб, применявшихся в прошлых мировых войнах. А нескольких водородных бомб вполне достаточно, чтобы превратить в зону пустыни огромные территории. Ядерное оружие подразделяется на 2 основных типа: атомное и водородное (термоядерное). В атомном оружии выделение энергии происходит за счет реакции деления ядер атомов тяжелых элементов урана или плутония. В водородном оружии энергия выделяется в результате образования (или синтеза) ядер атомов гелия из атомов водорода. Виды термоядерного оружия будут рассмотрены ниже.

3.2. Современное термоядерное оружие. Современное термоядерное оружие относится к стратегическому оружию, которое может применяться авиацией для разрушения в тылу противника важнейших промышленных, военных объектов, крупных городов как цивилизационных центров. Наиболее известным типом термоядерного оружия являются термоядерные (водородные) бомбы, которые могут доставляться к цели самолетами. Термоядерными зарядами могут начиняться также боевые части ракет различного назначения, в том числе межконтинентальных баллистических ракет. Впервые подобная ракета была испытана в СССР еще в 1957 году, в настоящее время на вооружения Ракетных Войск Стратегического Назначения состоят ракеты нескольких типов, базирующиеся на мобильных пусковых установках, в шахтных пусковых установках, на подводных лодках. В основе действия термоядерного оружия лежит использование термоядерной реакции с водородом или его соединениями. В этих реакциях, протекающих при сверхвысоких температурах и давлении, энергия выделяется за счет образования ядер гелия из ядер водорода, или из ядер водорода и лития. Для образования гелия используется, в основном, тяжелый водород – дейтерий, ядра которого имеют необычную структуру – один протон и один нейтрон. При нагревании дейтерия до температур в несколько десятков миллионов градусов его атому теряют свои электронные оболочки при первых же столкновениях с другими атомами. В результате этого среда оказывается состоящей лишь из протонов и движущихся независимо от них электронов. Скорость теплового движения частиц достигает таких величин, что ядра дейтерия могут сближаться и благодаря действию мощных ядерных сил соединяться друг с другом, образуя ядра гелия. Результатом этого процесса и становится выделения энергии. Принципиальная схема водородной бомбы такова. Дейтерий и тритий в жидком состоянии помещаются в резервуар с теплонепроницаемой оболочкой, которая служит для длительного сохранения дейтерия и трития в сильно охлажденном состоянии (для поддержания из жидкостного агрегатного состояния). Теплонепроницаемая оболочка может содержать 3 слоя, состоящих из твердого сплава, твердой углекислоты и жидкого азота. Вблизи резервуара с изотопами водорода помещается атомный заряд. При подрыве атомного заряда изотопы водорода нагреваются до высоких температур, создаются условия для протекания термоядерной реакции и взрыва водородной бомбы. Однако, в процессе создания водородных бомб было установлено, что непрактично использовать изотопы водорода, так как в таком случае бомба приобретает слишком большой вес (более 60 т.), из-за чего нельзя было и думать об использовании таких зарядов на стратегических бомбардировщиках, а уж тем более в баллистических ракетах любой дальности. Второй проблемой, с которой столкнулись разработчики водородной бомбы была радиоактивность трития, которая делала невозможным его длительное хранение. В ходе исследования 2 вышеуказанные проблемы были решены. Жидкие изотопы водорода были заменены твердым химическим соединением дейтерия с литием-6. Это позволило значительно уменьшить размеры и вес водородной бомбы. Кроме того, гидрид лития был использован вместо трития, что позволило размещать термоядерные заряды на истребителях бомбардировщиках и баллистических ракетах. Создание водородной бомбы не стало концом развития термоядерного оружия, появлялись все новые и новые его образцы, была создана водородно-урановая бомба, а также некоторые ее разновидности – сверхмощные и, наоборот, малокалиберные бомбы. Последним этапом совершенствования термоядерного оружия стало создания так называемой «чистой» водородной бомбы, которая будет описана ниже.

3.3. Чистая водородная бомба. Первые разработки этой модификации термоядерной бомбы появились еще в 1957 году, на волне пропагандистских заявлений США о создании некоего «гуманного» термоядерного оружия, которое не несет столько вреда для будущих поколений, сколько обычная термоядерная бомба. В претензиях на «гуманность» была доля истины. Хотя разрушительная сила бомбы не была меньшей, в то же время она могла быть взорвана так, чтобы не распространялся стронций-90, который при обычном водородном взрыве в течение длительного времени отравляем земную атмосферу. Все, что находится в радиусе действия подобной бомбы, будет уничтожено, однако опасность для живых организмов, которые удалены от взрыва, а также для будущих поколений, уменьшится. Однако данные утверждения были опровергнуты учеными, которые напомнили, что при взрывах атомных или водородных бомб образуется большое количество радиоактивной пыли, которая поднимается мощным потоком воздуха на высоту до 30 км, а потом постепенно оседает на землю на большой площади, заражая её. Исследования, проведенные учеными, показывают, что понадобится от 4 до 7 лет, чтобы половина этой пыли выпала на землю.

4. Атом и экология. Долгое время существовала угроза нанесения большого вреда экологии нашей планеты за счет выброса радиоактивных веществ при ядерных испытаниях (главным образом при атмосферных) испытаниях. Необходимо учитывать, что количество веществ, образующихся при взрыве, зависит от калибра бомбы. Установлено, что радиоактивное заражение в основном определяется «осколками» деления ядер вещества, составляющего заряд бомб – урана или плутония. У современных водородных бомб, работающих по схеме: расщепление – ядерное соединение – расщепление, образуется огромное количество т.н. «осколков» деления. Часть из них возникает при взрыве атомного детонатора и большая часть – при расщеплении урановой оболочки. В результате некоторое количество радиоактивных веществ образуется в земле, воде и окружающих предметах. Количество радиоактивных веществ, выпадающих на землю, зависит и от вида взрыва – воздушный, наземный, подводный, подземный (в двух последних случаях загрязнение земли минимально). Само собой разумеется, что ни о каком влиянии на выпадение радиоактивных элементов на землю при космических взрывах говорить не приходится. Наибольшее количество радиоактивных веществ выпадает при наземном взрыве, особенно в районе взрыва. Метеоусловия играют также важную роль: Китай в свое время проводил наземные и атмосферные ядерные испытания в непосредственной близости от границы с СССР (Киргизией) в те моменты, когда ветер имел направление в сторону СССР. Таким образом, облака радиоактивной пыли относились ветром вглубь нашей территории, и выпадавшая из них пыль рассеивалась уже на ней. Из всех радиоактивных веществ, выпадавших на землю, наиболее опасным являлся стронций-90, период полураспада которого равен 25 годам. Попадая внутрь организма человека или животных в виде пыли, стронций, подобно кальцию, отлагается в костных тканях, что в последствие приводит к появлению опухолей различных типов и тяжести. В этой связи трудно переоценить роль договора о запрещении ядерных испытаний в трех сферах (на земле, под водой и в космосе), подписанного держававами-обладателями ядерного оружия. Совсем недавно, после того как Франция закончила свои испытания на атолле Морророа в Тихом океане, все 5 сверх держав, обладающие ядерным оружием, заявили о полном прекращении ядерных испытаний. Это было достигнуто в значительной степени благодаря осознанию той страшной угрозы, которую несет в себе продолжение испытаний ядерного оружия, а также благодаря созданию технологий компьютерного моделирования ядерных взрывов.

www.ronl.ru

Реферат - Атомные реакторы - Физика

<

Агапитова Саша. 9 А

Самоподдерживающаяся управляемая ядерная цепная реакция была осуществлена в декабре 1942 г. Физики Чикагского университета, возглавляемые Э. Ферми, построили первый в мире ядерный реактор, названный СР-1. Он состоял из графитовых блоков, между которыми были расположены шары из природного урона и его двуокиси. Быстрые нейтроны, появляющиеся после деления ядер урана, замедлялись графитом, а затем вызывали новые деления ядер.

Реакторы, подобные СР-1, в которых основная доля делений происходит под действием тепловых нейтронов, называют реакторами на тепловых нейтронах. В их состав входит очень много замедлителя по сравнению с ураном.

В Советском Союзе теоретические и экспериментальные исследования особенностей пуска, работы и контроля реакторов были проведены группой физиков и инженеров под руководством академика И. В. Курчатова. Первый советский реактор состоял из графита, в котором были размещены блоки природного урана. Опыт работы на этом реакторе и экспериментальные исследованиями, проведённые на нём, дали возможность перейти к проектированию других, более сложных по конструкции реакторов.

В настоящее время в мире действует несколько сот реакторов, которые используют для различных целей. Реактор состоит из нескольких зон, каждая из которых имеет свое назначение. В центральной части расположена размножающая система, называемая активной зоной. Она собрана из блоков замедлителя с отверстиями по продольным осям. В отверстия вставлены металлические трубки, которые называют технологическими каналами. Канал заполнен тепловыделяющими элементами (твэлами). В конструкцию твэла входит урансодержащий стержень, заключенный в герметичную металлическую оболочку. Канал с твэлами энергетического реактора называют топливным каналом, канал с твэлами исследовательского реактора — рабочим каналом.

Тепловые нейтроны, захватываемые 235U, вызываемый деление ядер, в результате чего выделяется тепло, и испускаются быстрые нейтроны. Последние замедляются до тепловых энергий в блоке замедлителя, а затем перетекают в твэлы и т. д. Таким образом, урансодержащие стержни являются источником тепла и быстрых нейтронов, а замедлитель — источником тепловых нейтронов. Стержни выполняют из веществ (уран, окись урана и др.), в состав которых входят делящиеся ядра. Такие вещества называютядерным топливом.

< >

1 корпус реактора; 2 тепловая колонна; 3 регулирующий стержень; 4 бетонная защита; 5 твэлы; 6 отражатель; 7 экспериментальный канал; 8 система теплоотвода.

РАЗВИТИЕ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ.

Главным источником электроэнергии на Земле служат тепловые электростанции, работающие на органическом топливе. Запасы органического топлива в недрах Земли ограничены и постепенно истощаются. Поэтому перед человечеством уже сейчас встаёт проблема пополнения энергетических ресурсов. Одним из реальных путей замены органического топлива является сжигание ядерного топлива в ядерных реакторах. Природные запасы ядерного топлива и ядерного сырья настолько велики, что использование его обеспечит человечество электроэнергией на сотни лет.

Первая АЭС электрической мощностью 5000 кВт пущена 27 июня 1954 г в г Обнинске. Над проектированием первой АЭС работал многочисленный коллектив ученых, инженеров и рабочих, в том числе известные советские ученые И. В. Курчатов, Д. И. Блохинцев, Н. А. Доллежаль, А. К. Красин и др.

Успешная многолетняя работа Первой АЭС показала, что атом­ные электростанции вполне надежны в управлении. Биологическая защита реактора обеспечивает безопасную работу персонала стан­ции. В окружающей местности не отмечается заметного повышения дозы излучения по сравнению с природным фоном,

Пуск первой АОС положил начало развитию атомной энергетики. Во многих странах развернулись широкие поиски приемлемых вариантов АОС для увеличения энергетических ресурсов.

Учёные-атомники всех стран регулярно собираются в Женеве на международные конференции. На них обсуждаются полученные результаты исследования и перспективы развития атомной энергетики. Первая конференция состоялась в 1955 г., вторая — 1958 г. Если на первой конференции действующая атомная энергетика была представлена только одной Первой АЭС электрической мощностью 5000 кВт, то к концу 1971 г. число станций превысило 100 с общей электрической мощностью 30 ГВт. В 1985 г. мощность АЭС возрастает до 810 ГВт и обеспечит четвертую часть потребности в электроэнергии.

Сейчас в стране работают несколько крупных АЭС: Белоярская им. И. В. Курчатова электрической мощностью 300 МВт, Нововоро­нежская — 1500 МВт, Ленинградская — 1000 МВт, Кольская­ — 880 МВт, Сибирская — 6ОО МВт и др. Для арктического флота в де­кабре 1959 г. построен атомный ледокол «Ленин» С тремя ВВЭР мощностью по 90 МВт. Движение ледокола во льдах обеспечивалось одновременной работой трех реакторов при мощности каждого 65 МВт. В 1973 г. переоборудованный ледокол снова вышел на арктические трассы. В усовершенствованной энергетической уста­новке ледокола смонтировано два высокоэффективных ВВЭР.

Атомный ледокол обладает одним важным преимуществом перед обычными ледоколами. Последним необходимо ежемесячно подво­зить топливо. Атомный ледокол работает несколько навигаций без пополнения горючего. В 1975 г. арктический флот пополнился вторым атомным ледоколом «Арктика»

В районах, отдаленных от разработок каменного угля и нефти, выгодно строить небольшие АЭС электрической мощностью 1,0­ — 1,5 МВт. Для этих целей в г. Обнинске построен и отработан в экс­плуатации экспериментальный образец небольшой АЭС ТЭС-3 элек­трической мощностью 1,5 МВт с ВВЭР. Все оборудование станции объединено в четыре блока, установленных на четырех энергосамо­ходных гусеничных платформах. Блоки и энергосамоходы собирают на заводе и транспортируют по железной дороге к месту монтажа АЭС. При необходимости станцию демонтируют и перевозят на новое место. Опыт, полученный на экспериментальном образце ТЭС-3, использован при проектировании АЭС АБВ-l,5 (атомная блочная установка с ВВЭР электрической мощностью 1,5 МВт). В первом контуре АЭС тепло отводится от реактора естественной циркуляцией теплоносителя, что упрощает ее схему и эксплуатацию.

Другой образец малой транспортабельной АЭС АРБУС элек­трической мощностью 750 кВт сооружен в Димитровграде. В ней используют энергетический реактор с органическим теплоносите­лем -газойлем, имеющим низкую температуру замерзания (от -50 до -700С). Это упрощает эксплуатацию станции в суровых зим­них условиях. ­

Советскими учеными и инженерами спроектированы АЭС с ре­акторами-размножителями на быстрых нейтронах БН-350 электрической мощностью 350 МВт и БН-600 электрической мощно­стью 600 МВт. Результаты исследований по обоснованию проектов­ АЭС БН-350 и БН-600 используются в разработках проектов более мощных АЭС, оптимальных по технико-экономическим показателями воспроизводству ядерного топлива.

", Широкие возможности для использования энергетических реак­торов открыты в области опреснения соленых вод. Развитие промышленности в некоторых районах Земли тормозится недостатком или отсутствием пресной воды. К этим районам относится Донбасс, часть побережья Каспийского моря и др. Снабдить эти районы пресной водой можно двумя путями: прорыть длинные каналы и перекачи­вать пресную воду из рек или построить мощную установку, опрес­няющую соленые воды, запасы которой в указанных районах огром­ны. В одних случаях экономически выгоден первый путь, в других ­ — второй.

Применение мощных энергетических реакторов в опреснитель­ных установках дает возможность получить дешевую пресную воду. Стоимость пресной воды будет настолько низкой, что такую воду экономически выгодно будет использовать для водоснабжения про­мышленных центров, орошения сельскохозяйственных полей.­

Атомно-энергетические опреснительные установки могут иметь трехцелевое назначение. На них буду одновременно вырабаты­вать электроэнергию, тепло для бытовых нужд и пресную воду. Если в установке источником энергии служит реактор-размно­житель на быстрых нейтронах, то она перерабатывает 238U в 239Ри.

Первая атомно-энергетическая опреснительная установка соору­жена на Каспийском побережье в г. Шевченко. На ней установлен реактор-размножитель БН-350 тепловой мощностью 1000 МВт. При такой тепловой мощности реактора станция имеет электриче­скую мощность 150 МВт и опресняет 1,2. 10& м3 воды в сутки.

Главные трудности.

Ядра атомов природного урана не одинаковы. Различают три его изотопа с атомными массами 234, 235 и 238. Ядра урана-238 в природной смеси изотопов больше всего — 99,3% от общего количества ядер. Урана-235 значительно меньше — 0,7%. И всего 1 ядро урана-234 приходится на 17000 ядер урана-238, поэтому о нём обычно и не упоминают.

Под воздействием нейтронов делятся ядра урана-235, ядра урана-238 гораздо устойчивее и почти не делятся, а захватывают попадающие в них нейтроны. А так как ядер урана-238 в 140 раз больше, чем ядер урана-235, то практически все вылетающие при делении урана-235 нейтроны поглощаются ураном-238, поэтому цепной реакции деления ядер в природном уране не возникает.

Однако это препятствие удалось преодолеть. При изучении процессов деления урана было обнаружено, что не всякий нейтрон, проникающий в ядро урана, вызывает деление этого ядра. Большая часть нейтронов пронизывает ядра, не вызывая деления. Оказывается, что чем меньше скорость нейтрона, попадающего в ядро, чем меньше его кинетичесая энергия, тем больше вероятность деления ядра. Легче всего деление ядер урана-235 происходит под воздействием медленных нейтронов, скорость которых близка к скорости теплового движения атомов. Тепловые нейтроны имеют 0,025 эВ. У каждого нейтрона, вылетающего при делении ядер урана-235, энергия в среднем около 2 МэВ, т. е. это быстрый нейтрон. Значит, для того чтобы осуществить цепную реакцию деления ядер урана-235 на естественном уране, нужно замедлить быстрые нейтроны до тепловых скоростей, причем так, чтобы в процессе замедления нейтроны не терялись. Для замедления нейтронов используется их свойство упруго рассеиваться при столкновении с ядрами атомов ряда веществ, называемых замедлителями. Подобно тому, как при столкновении двух упругих шариков происходит частичная передача энергии от одного к другому, при упругом рассеянии происходит передача энергии от нейтрона к ядру атома замедлителя. И после ряда упругих соударений энергия нейтрона становится тепловой.

Было очевидно, что в качестве замедлителей выгодно использовать вещества с малой атомной массой. Ведь чем тяжелее неподвижный шарик, в который ударяется шарик движущийся, тем меньшую долю своей энергии он передаёт неподвижному шарику. А при равенстве масс шариков движущийся передаёт неподвижному всю энергию, а сам останавливается.

Самые легкие атомные ядра — ядра водорода. Однако водород сильно поглощает тепловые нейтроны и поэтому не может использоваться для осуществления цепной реакции на природном уране. Только дейтерий (в виде тяжелой воды), углерод (в виде графита) и бериллий могут быть использованы как замедлители. Казалось бы, успех близок, хороший замедлитель найден. Но на пути к цели природа поставила ещё одно препятствие. Мы уже знаем, что природный уран в основном состоит из атомов ypaна-238. Оказалось, что ядра уранa-238 жадно захватывает нейтроны с энергией от 1000 до 5 эВ, а все появившиеся в результате деления ядер урана быстрые нейтроны в процессе замедления до тепловых скоростей должны пройти через эту об­ласть энергии, которую назвали областью резонанс­ного захвата. Значит, замедляясь, нейтроны, захва­ченные ядрами урана-238, должны теряться.

Эту трудность тоже удалось преодолеть. Уран ре­шили не смешивать с замедлителем, а распределять его в среде замедлителя в виде отдельных блоков (шаров или стержней) на таком расстоянии друг от друга, чтобы быстрые нейтроны, вылетевшие из ура­на, замедлялись до энергий ниже опасных энергий резонансного захвата раньше, чем могли пасть в уран.Такое неравномерное расположение урана в замедлителе принято называть гетерогенным, а равномерное (в виде смеси или раствора) — гомогенным.

И еще одно условие: уран и графит, должны быть очень чистыми. Особенно важно, чтобы содержание в них веществ, интенсивно поглощающих тепловые нейтроны (бора, кадмия и редкоземельных элементов), было маленьким. Материалов такой чистоты до создания реакторов нигде не производилось. Потребовалась долгая и упорная работа, чтобы делать материалы нужного качества.

Сердце реактора

Уран и замедлитель — сердце реактора, его активная зона. Чтобы реактор мог работать размер его активной зоны должен прёвышать определённую критическую величину, иначе цепная ре разовьется, так как большая часть нейтронов, образующихся при делении урана, будет вылетать наружу. При увеличении объема активной зоны отношение количества нейтронов к остающимся в зоне уменьшается, т. к. отношение поверхности шара к его объему уменьшается по мере увеличения радиуса.Для уменьшения утечки нейтронов из активной зоны её окружают отражателем в качестве замедлителя. За счет отражателя критические размеры активной зоны несколько уменьшаются. Критические размеры зоны зависят от физических свойств материалов.

2

www.ronl.ru

Смотрите также

• 
  Эмиль дюркгейм реферат
• 
  Реферат философия бэкона
• 
  Метод итерации реферат
• 
  Астраханское ханство реферат
• 
  Солнечная радиация реферат
• 
  Реферат экология почвы
• 
  Реферат про богатырей
• 
  Сетевые протоколы реферат
• 
  Реферат этногенез славян
• 
  Реферат инновационная экономика
• 
  Реферат городецкая роспись