Заканчивая рассмотрение реакции деления, нельзя не упомянуть о таком
важном явлении как запаздывающие нейтроны. Те нейтроны, которые образуются
не непосредственно при делении тяжелых нуклидов (мгновенные нейтроны), а в
результате распада осколков называются запаздывающими нейтронами.
Характеристики запаздывающих нейтронов зависят от природы осколков. Обычно
запаздывающие нейтроны делят на 6 групп по следующим параметрам: T -
среднее время жизни осколков, (i - доля запаздывающих нейтронов среди всех
нейтронов деления, (i/( - относительная доля запаздывающих нейтронов данной
группы, E - кинетическая энергия запаздывающих нейтронов.
В следующей таблице приведены характеристики запаздывающих нейтронов при делении U235
|№ группы |T, сек. |(i |(i/( , % |E, МэВ |
|1 |80.0 |0.21 |3.3 |0.25 |
|2 |32.8 |1.40 |21.9 |0.56 |
|3 |9.0 |1.26 |19.6 |0.43 |
|4 |3.3 |2.52 |39.5 |0.62 |
|5 |0.88 |0.74 |11.5 |0.42 |
|6 |0.33 |0.27 |4.2 |- |
В целом:
Nзап / (Nзап + Nмгн) = ( = 0.0065; Tзап ( 13 сек.; Tмгн ( 0.001 сек.
На этом мы закончим рассмотрение реакции деления ядер и перейдем к изучению цепной реакции деления и жизненного цикла нейтронов.
3. ЖИЗНЕННЫЙ ЦИКЛ НЕЙТРОНОВ
3.1 Возможность цепной реакции
В результате деления ядра появляется в среднем 2.5 нейтрона. Поэтому можно организовать цепную реакцию деления, при которой новые нейтроны, в свою очередь активируют реакцию деления ядер топлива. Однако помимо реакции деления всегда присутствуют конкурирующая реакция радиационного захвата и утечка нейтронов из активной зоны реактора. В состав АЗ всегда входят теплоноситель, конструкционные материалы и замедлитель, которые увеличивают захват нейтронов.
Таким образом мы приходим к необходимости изучения того, при каких
условиях возможна цепная реакция деления в ЯР на тепловых нейтронах (именно
такие реакторы обычно применяются для энергетических целей). Нужно
отметить, что мы будем рассматривать реакторы, использующие естественный
U238, обогащенный U235. Кроме того для простоты будем считать, что активная
зона реактора - бесконечная и гомогенная.
3.2 Основные характеристики цепной реакции
Рассмотрим соотношения, характеризующие протекание цепной реакции деления.
3.2.1 Коэффициент размножения на быстрых нейтронах
Пусть в среде есть N быстрых нейтронов, они будут взаимодействовать с ядрами среды, в том числе и с ядрами U238, те из них которые имеют энергию выше порога деления (1 МэВ) могут вызывать деление урана и образование новых быстрых нейтронов. При этом их энергия будет меньше порога деления.
Коэффициент размножения на быстрых нейтронах ( - число нейтронов ушедших под порог деления U238 на один быстрый нейтрон (появившийся в результате деления ядер U235).
Ясно, что величина ( тем больше, чем больше доля U238 в топливе.
Можно оценить, что (max = 1.35 (если доля U238 равна 100%). Для тепловых
реакторов ( = 1.01 - 1.03.
3.2.2 Вероятность избежать радиационного захвата
Пусть в среде есть N нейтронов, энергия которых меньше порога деления
U238. За счет рассеяния но ядрах среды они теряют свою энергию и попадают в
область энергии, в которой находятся гигантские резонансы сечения захвата
U238. Введем величину ( - вероятность избежать радиационного захвата.
( тем больше, чем быстрее нейтронам в процессе замедления удастся преодолеть резонансную область. ( уменьшается при увеличении доли ядер U238 в среде. В гомогенном реакторе ( ( 0.65, а в гетерогенном ( ( 0.93.
3.2.3 Коэффициент теплового использования
Пусть в среде есть N тепловых нейтронов, тогда в процессе диффузии часть из них захватится в топливе. Обозначим долю захваченных в топливе нейтронов (. Ясно, что коэффициент теплового использования можно увеличить, используя гетерогенную структуру активной зоны реактора.
3.2.4 Количество испускаемых U235 быстрых нейтронов
Пусть в топливе поглотилось N тепловых нейтронов. Ясно, что не всякое поглощение приводит к делению и испусканию новых быстрых нейтронов. Введем величину (тэф равную количеству вторичных нейтронов деления на один тепловой нейтрон, поглощенный в топливе. Ясно, что (тэф тем больше, чем выше доля U235 в топливе.
3.3 Жизненный цикл нейтронов
Рассмотрим жизненный цикл нейтронов в тепловом ЯР, активная зона которого бесконечна и гомогенна.
Пусть на некотором этапе цепной реакции в рассматриваемой среде присутствует N1 быстрых нейтронов деления 1 поколения. За счет взаимодействия с ядрами U238 под порог деления этих ядер (1 МэВ) уйдет ( N1 нейтронов (( - коэффициент размножения на быстрых нейтронах).
В результате рассеяния на ядрах среды эти нейтроны будут замедляться и попадут в область промежуточных энергий. Миновать эту область, избежав поглощения ядрами U238 удастся ( ( N1 нейтронам (( - вероятность избежать радиационного захвата).
Часть из этих нейтронах, которые теперь стали тепловыми, захватится в
топливе. Количество захваченных в топливе нейтронов будет равно ( ( ( N1
(( - коэффициент теплового использования).
Некоторые из нейтронов, захваченных в топливе инициируют деление ядер
U235 и появление новых быстрых нейтронов. Количество нейтронов второго
поколения N2 = (тэф ( ( ( N1.
Итак, мы видим, что реакция действительно является самоподдерживающейся и циклической. Цикл жизни нейтронов схематично представлен на рис. 4. На данной схеме, в отличие от вышеприведенного описания рассмотрение начинается со стадии тепловых нейтронов.
Можно вывести коэффициент размножения нейтронов в бесконечной гомогенной среде:
K( = Ni+1/Ni = (тэф ( ( ( - формула 4-х сомножителей.
Для конечных сред можно ввести коэффициент
Kэф = (тэф ( ( ( P, где P - вероятность избежать утечки.
На этом рассмотрение физических основ протекания цепной ядерной реакции в ЯР можно завершить. Используя описанную цепную ядерную реакцию, можно переводить энергию из формы энергии связи частиц в ядре в кинетическую энергию движения частиц, то есть в тепло. Как уже отмечалось ранее основную трудность представляет собой не организация цепной реакции, а получение чистых делящихся веществ и другие технические и технологические нюансы ядерной энергетики.
4. Принцип построения атомной энергетики.
4.1 Элементы ядерной физики
4.1.1 Строение атомов, ядер
Как известно, все в мире состоит из молекул, которые представляют собой сложные комплексы взаимодействующих атомов. Молекулы - это наименьшие частицы вещества, сохраняющие его свойства. В состав молекул входят атомы различных химических элементов.
Химические элементы состоят из атомов одного типа.
Атом, мельчайшая частица химического элемента, сос-
тоит из "тяжелого" ядра и вращающихсявокруг электро-
нов.
Ядра атомов образованы совокупностью положительно заряженных протонов и нейтральных нейтронов. Эти частицы, называемые нуклонами, удерживаются в ядрахкороткодействующими силами притяжения, возникающими за счет обменов мезонами, частицами меньшей массы.
Ядро элемента X обозначают как или X-A, например
уран U-235 -
где Z - заряд ядра, равный числу протонов, определяющий атомный номер ядра,
A - массовое число ядра, равное
суммарному числу протонов и нейтронов.
Ядра элементов с одинаковым числом протонов, но разным числом нейтронов называются изотопами (например, уран имеет два изотопа U-235 и U-238); ядра при N=const, z=var - изобарами.
4.1.2 Ядерные реакции
Ядра водорода, протоны, а также нейтроны, электроны (бета-частицы) и одиночные ядра гелия (называемые альфа-частицами), могут существовать автономно вне ядерных структур.
Такие ядра или иначе элементарные частицы, двигаясь в пространстве и приближаясь к ядрам на расстояния порядка поперечных размеров ядер, могут взаимодействовать с ядрами, как говорят участвовать в реакции. При этом частицы могут захватываться ядрами, либо после столкновения - менять направление движения, отдавать ядру часть кинетической энергии. Такие акты взаимодействия называются ядерными реакциями. Реакция без проникновения внуть ядра называется упругим рассеянием.
После захвата частицы составное ядро находится в возбужденном состоянии.
"Освободиться" от возбуждения ядро может несколькими способами - испустить
какую-либо другую частицу и гамма-квант, либо разделиться на две неравные
части. Соответственно конечным результатам различают реакции - захвата,
неупругого рассеяния, деления, ядерного превращения с испусканием протона
или альфа-частицы.
Дополнительная энергия, освобождаемая при ядерных превращениях, часто имеет вид потоков гамма-квантов.
Вероятность реакции характеризуется величиной "поперечного сечения" реакции данного типа.
4.1.3 Деление ядер при процессе.
Деление тяжелых ядер происходит при захвате нейтронов. При этом испускаются новые частицы и освобождается энергия связи ядра, передаваемая осколкам деления. Это фундаментальное явление было открыто в конце 30-ых годов немецким и учеными Ганом и Штрасманом, что заложило основу для практического использования ядерной энергии.
Ядра тяжелых элементов - урана, плутония и некоторых других интенсивно
поглощают тепловые нейтроны. После акта захвата нейтрона, тяжелое ядро с
вероятностью ~0,8 делится на две неравные по массе части, называемые
осколками или продуктами деления. При этом испускаются - быстрые нейтроны/
(в среднем около 2,5 нейтронов на каждый акт деления), отрицательно
заряженные бета-частиц и нейтральные гамма-кванты, а энергия связи частиц в
ядре преобразуется в кинетическую энергию осколков деления, нейтронов и
других частиц. Эта энергия затем расходуется на тепловое возбуждение
составляющих вещество атомов и молекул, т.е. на разогревание окружающего
вещества.
После акта деления ядер рожденные при делении осколки ядер, будучи нестабильными, претерпевают ряд последовательных радиоактивных превращений и с некоторым запаздыванием испускают "запаздывающие" нейтроны, большое число альфа, бета и гамма-частиц. С другой стороны некоторые осколки обладают способностью интенсивно поглощать нейтроны.
4.1.4 Ядерный реактор
Ядерный реактор - это техническая установка, в которой осуществляется самоподдерживающаяся цепная реакция деления тяжелых ядер с освобождением ядерной энергии. Ядерный реактор состоит из активной зоны и отражателя, размещенных в защитном корпусе.Активная зона содержит ядерное топливо в виде топливной композиции в защитном покрытии и замедлитель. Топливные элементы обычно имеют вид тонких стержней. Они собраны в пучки и заключены в чехлы. Такие сборные композиции называются сборками или кассетами.
Вдоль топливных элементов двигается теплоноситель, который воспринимает
тепло ядерных превращений. Нагретый в активной зоне теплоноситель двигается
по контуру циркуляции за счет работы насосов либо под действием сил
Архимеда и, проходя через теплообменник, либо парогенератор, отдает тепло
теплоносителю внешнего контура.
Перенос тепла и движения его носителей можно представить в виде простой схемы:
1.Реактор
2.Теплообменник, парогенератор
3.Паротурбинная установка
4.Генератор
5.Конденсатор
6.Насос
5.1 Проблемы развития энергетики
Развитие индустриального общества опирается на постоянно растущий уровень производства и потребления различных видов энергии.
Как известно, в основе производства тепловой и электрической энергии лежит процесс сжигания ископаемых энергоресурсов -
. угля
. нефти
. газа
а в атомной энергетике - деление ядер атомов урана и плутония при поглощении нейтронов.
Масштаб добычи и расходования ископаемых энергоресурсов, металлов,
потребления воды, воздуха для производства необходимого человечеству
количества энергии огромен, а запасы ресурсов, увы, ограничены. Особенно
остро стоит проблема быстрого исчерпания запасов органических природных
энергоресурсов.
1 кг природного урана заменяет 20 т угля.
Мировые запасы энергоресурсов оцениваются величиной 355 Q, где Q - единица
тепловой энергии, равная Q=2,52*1017 ккал = 36*109 тонн условного топлива
/т.у.т/, т.е. топлива с калорийностью 7000 ккал/кг, так что запасы
энергоресурсов составляют 12,8*1012 т.у.т.
Из этого количества примерно 1/3 т.е. ~ 4,3*1012 т.у.т. могут быть извлечены с использованием современной техники при умеренной стоимости топливодобычи. С другой стороны современнные потребности в энергоносителях составляют 1,1*1010 т.у.т./год, и растут со скоростью 3-4% в год, т.е. удваиваются каждые 20 лет.
Легко оценить, что органические ископаемые ресурсы, даже если учесть вероятное замедление темпов роста энергопотребления, будут в значительной мере израсходованы в будущем веке.
Отметим кстати, что при сжигании ископаемых углей и нефти, обладающих сернистостью около 2,5 %, ежегодно образуется до 400 млн.т. сернистого газа и окислов азота, т.е. около 70 кг. вредных веществ на каждого жителя земли в год.
Использование энергии атомного ядра, развитие атомной энергетики снимает остроту этой проблемы.
Действительно, открытие деления тяжелых ядер при захвате нейтронов,
сделавшее наш век атомным, прибавило к запасам энергетического ископаемого
топлива существенный клад ядерного горючего. Запасы урана в земной коре
оцениваются огромной цифрой 1014 тонн. Однако основная масса этого
богатства находится в рассеяном состоянии - в гранитах, базальтах. В водах
мирового океана количество урана достигает 4*109 тонн. Однако богатых
месторождений урана, где добыча была бы недорога, известно сравнительно
немного. Поэтому массу ресурсов урана,которую можно добыть при современной
технологии и при умеренных ценах, оценивают в 108 тонн. Ежегодные
потребности в уране составляют, по современным оценкам, 104 тонн
естественного урана. Так что эти запасы позволяют, как сказал академик
А.П.Александров, "убрать Дамоклов меч топливной недостаточности практически
на неограниченное время".
Другая важная проблема современного индустриального общества - обеспечение сохранности природы, чистоты воды, воздушного бассейна.
Известна озабоченность ученых по поводу "парникового эффекта", возникающего из-за выбросов углекислого газа при сжигании органического топлива, и соответствующего глобального потепления климата на нашей планете. Да и проблемы загазованности воздушного бассейна, "кислых" дождей, отравления рек приблизились во многих районах к критической черте.
Атомная энергетика не потребляет кислорода и имеет ничтожное количество выбросов при нормальной эксплуатации. Если атомная энергетика заменит обычную энергетику, то возможности возникновения "парника" с тяжелыми экологическими последствиями глобального потепления будут устранены.
Чрезвычайно важным обстоятельством является тот факт, что атомная энергетика доказала свою экономическую эффективность практически во всех районах земного шара. Кроме того, даже при большом масштабе энергопроизводства на АС атомная энергетика не создаст особых транспортных проблем, поскольку требует ничтожных транспортных расходов, что освобождает общества от бремени постоянных перевозок огромных количеств органического топлива.
6.1 Классификация ядерных реакторов
Ядерные реакторы делятся на несколько групп:
. в зависимости от средней энергии спектра нейтронов - на быстрые, промежуточные и тепловые;
. по конструктивным особенностям активной зоны - на корпусные и канальные;
. по типу теплоносителя - водяные, тяжеловодные, натриевые;
. по типу замедлителя - на водяные, графитовые, тяжеловодные и др.
Для энергетических целей, для производства электроэнергии применяются:
. водоводяные реакторы с некипящей или кипящей водой под давлением,
. уран-графитовые реакторы с кипящей водой или охлаждаемые углекислым газом,
. тяжеловодные канальные реакторы и др .
В будущем будут широко применяться реакторы на быстрых нейтронах,
охлаждаемые жидкими металлами (натрий и др.); в которых принципиально
реализуем режим воспроизводства топлива, т.е. создания количества делящихся
изотопов плутония Pu-239 превышающего колич ество расходуемых излотопов
урана U-235. Параметр, характеризующий воспроизводство топлива называется
плутониевым коэффициентом. Он показывает, сколько актов атомов Pu-239
создается при реакциях захвата нейтронов в U-238 на одмин атом U-235, захва
тившег о нейтрон и претерпевшего деление или радиационное превращение в U-
235.
6.1.2 Реакторы с водой под давлением.
Реакторы с водой под давлением занимают видное место в мировом парке энергетических реакторов. Кроме того, они широко используются на флоте в качестве источников энергии как для надводных судов, так и для подводных лодок. Такие реакторы относительно компактны, просты и надежны в эксплуатации. Вода, служащая в таких реакторах теплоносителем и замедлителем нейтронов, относительно дешева, неагрессивна и обладает хорошими нейтронно-физическими свойствами.
Реакторы с водой под давлением называются иначе водоводяными или легководными. Они выполняются в виде цилиндрического сосуда высокого давления со сьемной крышкой. В этом сосуде (корпусе реактора) размещается активная зона, составленная из топливных сборок (топливных кассет) и подвижных элементов системы управления и защиты. Вода входит через патрубки в корпус, подается в пространство под активной зоной, двигается вертикально вверх вдоль топливных элементов и отводится через выходные патрубки в контур циркуляции. Тепло ядерных реакций передается в парогенераторах воде второго контура, более низкого давления. Движение воды по контуру обеспечивается работой циркуляционных насосов, либо, как в реакторах для станций теплоснабжения, - за счет движущего напора естественной циркуляции.
Типичная тепловая схема водоводяных энергетических реакторов (ВВЭР),
действующих с 1964 года в СССР, показана на Рис.1:
6.3.2 Кипящие реакторы
1.Реактор
2.Парогенератор
3.Циркуляционный насос
6.3.3 Уран-графитовые реакторы
7. Л И Т Е Р А Т У Р А
1. Рудик А. П. Физические основы ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1980.
2. Климов А. Н. Ядерная физика и ядерные реакторы. М.: Атомиздат, 1971.
3. Нигматулин Н. Н., Нигматулин Б. Н., Ядерные энергетические установки.
М.: Энергоатомиздат, 1986.
4. Емельянов И. Я. и др. Конструирование ядерных реакторов. М.:
Энергоатомиздат, 1982
5. Камерон И. Ядерные реакторы. М.: Энергоатомиздат, 1987
6. Шихов С. Б., Троянский В. Б. Элементарная теория яднрных реакторов.
М.: Атомиздат, 1978
-----------------------
[pic]
[pic]
[pic]
[pic]
[pic]
[pic]
[pic]
[pic]
Страницы: 1, 2
