Раздаточный_материал_№2

Ядерный реактор

Цепная реакция может быть управляемой и неуправляемой (ядерный взрыв). Для управления цепной реакцией необходимо очень точно контролировать процесс размножения нейтронов (рис. 1), делая его таким, чтобы число нейтронов в процессе реакции оставалось практически неизменным.

Рисунок 1. Контролируемая ядерная реакция в ядерном реакторе

При коэффициенте размножения k ≈ 1,006 цепная ядерная реакция может принять неуправляемый характер, а при k > 1,006 мгновенно происходит ядерный взрыв.

Ядерный реактор — это устройство, в котором происходит управляемая цепная ядерная реакция деления ядер тяжелых элементов под действием нейтронов. В ходе реакции освобождается энергия, которую можно использовать для производства электрической энергии.

Энергия, освобождаемая при делении ядра, уносится осколками деления, нейтронами, γ-квантами и электронами с сопровождающими их антинейтрино. В конечном итоге вся энергия деления ядра, около 200 МэВ, переходит во внутреннюю энергию, которая выделяется как в самом реакторе, так и в окружающих его материалах (в бетонной защите и пр.).

Ядерный реактор имеет пять основных составных частей, изображенных на рисунке 2.

Рисунок 2. Схема ядерного реактора: 1 — активная зона с твэлами; 2 — замедлитель (тяжелая вода); 3 — система теплоотвода; 4 — стержни управления реакцией; 5 — защитный корпус

1. Активная зона, которая содержит ядерное горючее, находящееся в специальных тепловыделяющих элементах, или твэлах (по первым буквам словосочетания). Твэлы представляют собой очень длинные трубки, проходящие через всю активную зону реактора. Именно в них идет цепная реакция. Активная зона окружена отражателем нейтронов, возвращающим их внутрь активной зоны для продолжения реакции. Хорошим отражателем нейтронов является бериллий.

В качестве ядерного горючего используется три вида радиоактивных изотопов: урана ,  и плутония .

2. Замедлитель быстрых нейтронов (графит, тяжелая вода, бериллий, оксид бериллия, гидриды металлов, органические жидкости). Средняя энергия нейтронов, появляющихся в реакторе, около 2 МэВ. Если энергия нейтронов меньше 0,1 эВ, то их называют тепловыми, так как их скорости близки к скорости теплового движения, модуль которой 2,2‧10³ м/с. Если энергия нейтронов больше 0,1 МэВ, а модуль их скорости порядка 10⁷ м/с, то нейтроны называют быстрыми. Промежуточная область энергий отведена промежуточным (резонансным) нейтронам. Замедлитель эффективно отбирает энергию у быстрых нейтронов, рождающихся в реакции деления. (Вспомните столкновение двух тел одинаковой массы.) Нейтроны замедляются (отсюда и название вещества — замедлитель) до энергий порядка долей электронвольта.

Под действием медленных (тепловых) нейтронов делятся лишь достаточно редкие в природе изотопы урана , в то время как гораздо более распространенные изотопы  поглощают тепловые нейтроны без деления на осколки. При каждом акте деления  выделяется в среднем W = 170 МэВ в виде кинетической энергии разлетающихся осколков. Делящиеся под действием тепловых нейтронов изотопы ,  в природе не встречаются и получаются искусственным путем.

В реакторах на быстрых нейтронах используются урано-плутониевый цикл, в котором ядро  превращается в ядро , и ториевый цикл, в котором ядро  превращается в ядро .

Ядра изотопов  могут делиться только под действием быстрых нейтронов. Однако основной реакцией при взаимодействии с нейтронами является захват нейтрона, после которого они самопроизвольно превращаются в ядра изотопов :

.

Полученные изотопы  являются практически стабильными, так как их период полураспада Т_1/2 = 24400 лет. Плутоний  по способности к взаимодействию с нейтронами похож на изотопы урана . При захвате нейтрона ядро плутония делится и испускает в среднем 3 нейтрона, которые способны поддерживать развитие цепной реакции.

Под действием быстрых нейтронов ядра изотопов тория  также самопроизвольно претерпевают цепочку распадов, превращаясь в ядра изотопов :

Изотопы урана  также являются практически стабильными, так как их период полураспада Т_1/2 = 162000 лет, но они делятся тепловыми нейтронами.

Таким образом, захват быстрых нейтронов изотопами  и  позволяет осуществлять воспроизводство ядерного горючего  и .

Ядерный реактор на быстрых нейтронах выполняет одновременно две функции — производство энергии и воспроизводство ядерного горючего. Именно поэтому он называется еще реактором-размножителем (бридером). Кроме того, в нем можно использовать в качестве горючего не только редкие в природе изотопы урана , но и гораздо более распространенные изотопы урана .

В связи с тем, что запасы естественно делящихся радиоактивных изотопов ограничены, возможность осуществления процессов производства ядерного горючего  и  в реакторах на быстрых нейтронах имеет принципиальный характер для будущего ядерной энергетики. Помимо того, ядерные реакторы на тепловых нейтронах способны «сжечь» только 0,5—1 % урана. Применение реактора-размножителя позволяет увеличить эффективность использования горючего в десятки раз.

3. Система охлаждения — теплоноситель (для отвода из активной зоны реактора выделяющейся в ней энергии) — вода, газы, жидкий натрий. Вода нагревается стенками твэлов до температуры 300 °С и под давлением порядка 10⁷ Па (100 атм) выводится из активной зоны. Далее вода превращается в пар и направляется к паровым турбинам для генерации электрической энергии.

4. Система регулирования — устройство для обеспечения возможности управления цепной реакцией. В системе регулирования используются кадмий, бор. Это так называемые поглотители — вещества, активно поглощающие нейтроны. Если стержни с поглотителем ввести в активную зону, то коэффициент размножения нейтронов уменьшается. И наоборот, выведение стержней из активной зоны увеличивает коэффициент размножения. Этим и достигается управление реакцией. Обычно это делается автоматически. В случае внештатных ситуаций предусмотрена ручная регулировка погружения стержней.

5. Система безопасности — оболочка из бетона с железным наполнителем (для защиты окружающего пространства от ионизирующего излучения компонентов топлива и продуктов ядерной реакции).

Ядерные реакторы различаются по типу используемого ядерного горючего, замедлителя и теплоносителя.

Выработка электроэнергии, основанная на использовании управляемой ядерной реакции, производится на атомных электростанциях (АЭС) (рис. 3).

Преимущества атомных электростанций:

1) не потребляют кислород и органическое топливо;

2) отсутствует загрязнение окружающей среды золой, серой и другими продуктами сгорания органического топлива.

Опасные факторы воздействия АЭС на окружающую среду:

1) нарушение теплового баланса в окрестностях АЭС;

2) радиоактивные отходы;

3) радиоактивное загрязнение местности;

4) опасность экологических катастроф.

Рисунок 3. Схема атомной электростанции с герметичным водяным контуром охлаждения

Первая в мире атомная электростанция была построена в СССР в г. Обнинске и дала ток 27 июня 1954 г.

Всем известно о катастрофе, произошедшей на 4-м блоке Чернобыльской атомной станции в апреле 1986 г. В результате нарушения технологических процессов произошло перегревание активной зоны. Последующий за этим взрыв разрушил оболочку реактора. Большое количество радиоактивных веществ было выброшено в атмосферу. Кратковременному заражению короткоживущими изотопами подверглись огромные территории. Долговременное заражение сделало невозможными для проживания тысячи квадратных километров территории Беларуси, России и Украины, где выпали наиболее опасные изотопы стронция  (период полураспада 27,7 года) и цезия  (период полураспада около 30 лет). Изотопы  концентрируются в костных тканях и костном мозге — органе кроветворения, что приводит к тяжелейшему заболеванию — лейкемии. А изотопы , которые накапливаются в мягких тканях организма, испускают γ-излучение, наносящее значительные повреждения организму.