Управляемые цепные ядерные реакции осуществляются в ядерных реакторах.
В них используются не чистые изотопы, а их смеси, например природный уран, обогащенный изотопами урана 235.
С помощью специальных поглотителей нейтронов число делений в единицу объема в единицу времени поддерживается на заданном уровне.
Для реакции пригодны только ядра изотопов урана с массовым числом 235.
Ядра делятся под действием как быстрых, так и медленных нейтронов.
Для ее осуществления необходимо, чтобы среднее число высвободившихся в данной массе нейтронов не уменьшалось с течением времени.
Важное значение имеет не вызывающий деления захват нейтронов ядрами изотопа 238. После захвата образуется радиоактивный изотоп с периодом полураспада 23 минуты.
Распад происходит с испусканием электрона и образованием первого зауранового элемента – нептуния:
Нептуний в свою очередь бета –радиоактивен с периодом полураспада около двух дней. Образуется плутоний.
Плутоний относительно стабилен, так как его период полураспада около 24000 лет.
Из природных изотопов урана только ядро способно к делению, а наиболее распространенный изотоп поглощает нейтрон и превращается в плутоний по схеме:
Плутоний-239 по своим свойствам схож с ураном-235.
См.выше «Деление ядер. Цепная реакция»
Ядерный синтез. Термоядерная реакция
При слиянии легких ядер масса покоя уменьшается и, следовательно, должна выделяться значительная энергия.
Подобного рода реакции слияния легких ядер могут протекать только при очень высоких температурах. Поэтому они называются термоядерными.
Термоядерные реакции – это реакции слияния лёгких ядер при очень высокой температуре.
Энергия, которая выделяется при термоядерных реакциях в расчёте на один кулон, превышает удельную энергию, выделяющуюся при цепных реакциях деления ядер.
Если заставить ядра дейтерия и трития слиться при колоссальных температурах и давлениях, то в результате образуются ядро гелия и нейтрон.
При этом их суммарная масса будет меньше, чем суммарная масса исходных ядер.
Потеря массы преобразуется в энергию – это и есть ядерный синтез.
Ядерный синтез, происходящий в Солнце: 4 ядра водорода при температуре 15 миллионов градусов и давлении 200 миллиардов атмосфер сливаются в ядро гелия с потерей массы и выделение огромной энергии.
Проблемы ядерного синтеза: высокая температура и давление, а преимущества в том, что этот источник энергии почти неисчерпаем. Если решится проблема управляемого ядерного синтеза, то будет решена энергетическая проблема (переработка 1кг дейтерии дала бы 24 миллиона кВт/ч энергии = 3 миллионам тонн угля).
Проблемы ядерной энергетики: проблема захоронения и переработки ядерных отходов, аварии на АЭС, но АЭС не представляют опасности ядерного взрыва и почти не загрязняют окружающую среду, т.к. они намного экологичней электростанций, работающих на угле и других видах топлива.
СОХРАНЕНИЕ ЗАРЯДА И МАССОВОГО ЧИСЛА ПРИ ЯДЕРНЫХ РЕАКЦИЯХ
ВЫДЕЛЕНИЕ ЭНЕРГИИ ПРИ ДЕЛЕНИИ И СИНТЕЗЕ ЯДЕР
ИСПОЛЬЗОВАНИЕ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГИИ(уч.11кл.стр.373-377)
Управление скоростью цепной реакции
Ядерные реакции в реакторе
Атомная электростанция
Мощность реактора
Защита персонала и окружающей среды
Ядерная безопасность
Проблема ядерных отходов
Управляемые цепные реакции деления ядер осуществляются в ядерных реакторах.
Ядерный реактор – устройство, в котором выделяется тепловая энергия в результате управляемой цепной реакции деления ядер.
Впервые управляемая цепная реакция деления ядер урана осуществлена в 1942 г. в США под руководством итальянского физика Ферми. Цепная реакция с коэффициентом размножения нейтроном k = 1.0006 длилась 28 минут, после чего реактор был остановлен.
Ядерное топливо (уран) располагается в активной зоне в виде вертикальных стержней, называемых тепловыделяющими элементами ТВЭЛ. Число ТВЭЛов определяет максимальную мощность реактора. В активной зоне реактора может находится до 90 000 ТВЭЛов.
Наиболее эффективное деление ядер происходит под действием медленных нейтронов.
Большинство выделяющихся при делении вторичных нейтронов имеют энергию порядка 1-2 МэВ, и скорости около 107м/с. Такие нейтроны называются быстрыми, и одинаково эффективно поглощаются как ураном-235, так и ураном-238, а т.к. тяжелого изотопа больше, а он не делится, то цепная реакция не развивается.
Нейтроны, движущиеся со скоростям около 2×103м/с, называют тепловыми. Такие нейтроны активнее, чем быстрые, поглощаются ураном-235. Таким образом, для осуществления управляемой ядерной реакции, необходимо замедлить нейтроны до тепловых скоростей.
Для того чтобы их последующее взаимодействие с ядрами в цепной реакции было наиболее эффективно, вторичные нейтроны замедляют, вводя в активную зону замедлитель – вещество, уменьшающее кинетическую энергию нейтронов.
В качестве замедлителя часто используется обычная H2O или тяжелая вода D2O, так как ядром атома водорода в молекуле воды является протон, масса которого близка к массе нейтрона и потеря энергии нейтрона при столкновении с ним оказывается максимальной.
Хорошим замедлителем является также графит, ядра которого не поглощают нейтронов.
Для того, чтобы коэффициент деления поддерживался на уровне единицы, используются поглотители и отражатели.
Поглотителями являются стержни из кадмия и бора, захватывающие тепловые нейтроны, отражателем – бериллий.
Для уменьшения утечки нейтронов и увеличения коэффициента размножения активную зону окружают отражателем нейтронов – оболочкой, отражающей нейтроны внутрь зоны.
Ядерные реакторы бывают двух видов – на медленных и быстрых нейтронах.
Если в качестве горючего использовать уран, обогащенный изотопом с массой 235, то реактор может работать и без замедлителя на быстрых нейтронах. В таком реакторе большинство нейтронов поглощаются ураном-238, который в результате двух бета-распадов становится плутонием-239, также являющимся ядерным топливом и исходным материалом для ядерного оружия
Таким образом, реактор на быстрых нейтронах является не только энергетической установкой, но и размножителем горючего для реактора.
Недостаток – необходимость обогащения урана легким изотопом.
Управление скоростью цепной реакции осуществляется с помощью введения в активную зону регулирующих стержней, изготавливаемых из материалов сильно поглощающих нейтроны (кадмий, карбид бора). При полностью погруженных в активную зону регулирующих стержнях цепная реакция прекращается.
Реактор начинает работать тогда, когда регулирующие стержни выдвинуты настолько, что коэффициент размножения нейтроном оказывается равным единице.
Для защиты персонала от мощного потока нейтронов и γ-квантов, возникающих при делении ядер и бета-распадах осколков реакции, предусмотрена радиационная защита.
Быстрые нейтроны вначале замедляются с помощью материалов из легких элементов, а затем поглощаются тяжелыми элементами.
Наилучшими материалами для защиты от γ-квантов являются материалы с большим Z. Обычно используют бетон с железным заполнителем и соединениями бора.
Ядерные реакторы используются для производство искусственных радиоактивных изотопов. Одним из важнейших является изотоп плутония , используемый, как и , в качестве ядерного топлива. Эффективность деления плутония под действием медленных нейтронов превышает эффективность деления урана.
Плутоний получается в результате бомбардировке нейтронами , составляющего 99.27% урана в активной зоне реактора. Сначала при захвате ядром нейтрона образуется , из которого в результате бета-распада возникает трансурановый элемент нептуний с периодом полураспада 2.5 дня. В результате бета-распада нептуния возникает . Примерно за год треть урана в реакторе превращается в плутоний, который можно использовать в качестве топлива в ядерных реакторах или для производства ядерного оружия.
Атомная электростанция (АЭС)
Ядерный реактор является основным элементом АЭС, преобразующей тепловую энергию ядерной реакции в электрическую. Тепловая энергия деления ядер превращается в энергию пара, вращающего паровые турбогенераторы, вырабатывающие электрическую энергию.
Мощность реактора – количество тепловой энергии, выделяющейся в единицу времени.
Отвод тепла из активной зоны осуществляется теплоносителем – жидкостью, расплавом соединений металлов. В мощных реакторах активная зона нагревается до 300-500оС.
В парогенераторе (теплообменнике) радиоактивный теплоноситель первого контура отдает тепло обычной воде, циркулирующей во втором контуре. Вода во втором контуре превращается в пар 230оС под давлением 30 атм и направляется на лопатки турбины турбогенератора.
Конденсация отработавшего пара происходит в конденсаторе.
Первая в мире атомная электростанция мощностью 5 МВт была построена в 1954 г. в г.Обнинске.
КПД АЭС зависит, в частности, от КПД парогенератора и турбины, и у современных АЭС составляет около 30%.
Значительная доля тепловой энергии выделяется не в результате цепной реакции деления ядер урана, а как следствие бета-распада осколков реакции. Даже после прекращения цепной реакции при полном погружении регулирующих стержней в активную зону энергия выделяется в результате бета-распада. Для реактора в 1ГВт эта дополнительная энергия составляет около 200МВт. В отсутствие охлаждающей воды этой мощности оказывается достаточно для расплавления оболочки реактора и проникновения ядерного топлива в окружающую среду.
Подобная авария произошла в 1979 г. в Три-Майл-Айленд США.
В 1986 г. в реакторе третьего блока Чернобыльской АЭС слишком большое число регулирующих стержней было удалено из активной зоны. Мощность реактора за 4 с выросла с 1% до 1000%. Взрыв пара разрушил трубы системы охлаждения и повредил бетонную плиту радиационной защиты. Графитовый замедлитель от избыточного тепловыделения выгорел за несколько дней. Большие территории оказались заражены. Период полураспада плутония – 24 000 лет.
Страницы: 1, 2, 3, 4, 5, 6, 7, 8, 9, 10, 11, 12, 13, 14, 15, 16, 17, 18, 19, 20, 21, 22, 23, 24, 25, 26, 27, 28, 29, 30, 31, 32, 33, 34, 35, 36, 37, 38, 39, 40, 41, 42, 43, 44, 45, 46, 47, 48, 49, 50, 51, 52, 53, 54, 55, 56, 57, 58, 59, 60, 61, 62, 63, 64, 65, 66, 67, 68, 69, 70, 71, 72, 73, 74, 75, 76, 77, 78, 79, 80, 81, 82, 83, 84, 85, 86, 87, 88, 89, 90, 91, 92, 93, 94, 95, 96, 97, 98
