Основы атомной физики

Тепловые нейтроны , захватываясь в уране, вызывают деление ядер U²³⁵, в результате чего выделяется тепло и испускаются быстрые нейтроны. Последние замедляются до тепловых энергий в блоках замедлителя, а затем попадают в урановый стержень и т.д. Т.о. урановые стержни являются источником тепла и быстрых нейтронов, а замедлитель - источником тепловых нейтронов.

Стержни выполняются из урана, ураносодержащих и других веществ, в которых входят делящиеся изотопы. Принято называть такие вещества ядерным топливом, а стержни - тепловыделяющими элементами (ТВЭЛ).

За критические размеры реактора принимаются размеры активной зоны с эффективным коэффициентом размножения к_эфф = 1. У действующего реактора размеры активной зоны всегда больше критических, а к_эфф > 1.

Избыток (к_эфф - 1) всегда необходим для того, чтобы в процессе работы компенсировать выгорание ядерного топлива непроизводительный захват нейтронов в осколках, а также для вывода реактора на номинальную мощность и т.д. Управление мощностью реакторов осуществляется при помощи регуляторов. Регулятор, управляющий стержень выполняется из хороших поглотителей нейтронов (борсодержащих веществ, кадмия и др.).

Количество нейтронов, поглощаемых в управляющем стержне, зависит от глубины его погружения в реактор.. Изменяя глубину погружения, можно оказывать влияние на ход цепной реакции в активной зоне.

Перед началом работы все управляющие стержни полностью погружены в реактор, причем количество и расположение стержней должно обеспечивать подкритичность выключенного реактора. При выходе на мощность стержни удаляются из реактора с таким расчетом, чтобы скорость развития цепного процесса была небольшой. Мощность реактора начинает расти и достигает через некоторое время номинального уровня. После этого стержни перемещаются так, чтобы постоянно поддерживать критичность реактора. Для прекращения цепного процесса в реактор сбрасываются все управляющие стержни, а также специальные аварийные стрежни, которые во время пуска работы на номинальном режиме находятся вне реактора.

Для уменьшения утечки нейтронов активная зона окружена отражателем. Он возвращает большинство вылетающих нейтронов обратно в активную зону. Это увеличивает число нейтронов, участвующих в цепной реакции. Отражатели выполняются из веществ, которые хорошо рассеивают и слабо поглощают нейтроны. К ним относятся замедлители, никель, торий, U²³⁸ и др.

Для снижения уровня реакторного излучения до безопасного за корпусом располагается биологическая защита. В ее состав входят хорошие поглотители г - квантов (железо, свинец), замедлители и поглотители нейтронов (вода, бор, цемент и др.). В некоторых реакторах для уменьшения тепловыделения в биологической защите за корпусом ставится внешний тепловой экран.

Теплоотвод от реактора осуществляется системой охлаждения. Реакторное тепло на атомных электростанциях (АЭС) и транспортных энергетических установках используется для получения водяного пара, который приводит в движение турбогенераторы. Принципиальная двухконтурная схема преобразования реакторного тепла в электрическую энергию на первой атомной электростанции приведена на рис.19.

В первичном контуре циркулирует вода под давлением 100атм. Проходя по технологическим каналам, она нагревается от 190 до 280⁰С. В парогенераторе тепло расходуется на получение водяного пара во вторичном контуре. Водяной пар приводит в движение турбогенератор, затее поступает конденсатор, превращаясь в воде, после чего питательные насосы нагнетают ее снова в парогенератор.

Рис.19. Принципиальная схема первой атомной электростанции (СССР, г.Обнинск).

Вода, облученная в реакторе становится радиоактивной, поэтому первичный контур заключается в биологическую защиту. При отводе тепла от реактора жидким натрием приходится использовать трехконтурную схему. В первом контуре циркулирует радиоактивный натрий, во втором - нерадиоактивный натрий или другой теплоноситель, кроме воды. И только в третьем контуре получается водяной пар. Второй промежуточный контур исключает возможное взаимодействие радиоактивного натрия с водой при прорыве теплообменных стенок парогенератора. Существуют также одноконтурные схемы теплоотвода. В этом случае водяной пар получается непосредственно в активной зоне и по трубопроводам подается в турбогенератор.

Использование ядерных реакторов.

Реакторы по своему назначению подразделяются на исследовательские, энергетические и экспериментальные.

Исследовательские реакторы используются как мощные источники нейтронов и г - квантов для поведения различных экспериментов. К ним относятся взаимодействие нейтронов и г - квантов с веществом, влияние излучения на физические и механические свойства материалов, биологическое воздействие излучения на живой организм и т.д. В конструкции реактора есть каналы, в которых помещаются образцы материалов. По другим каналам выводятся нейтронные пучки для физических экспериментов. Исследовательские реакторы имеют также промышленное значение: в них получают искусственные радиоизотопы, необходимые для народного хозяйства. В исследовательских реакторах температура выхода воды не превышает 100⁰С. Этим улучшаются условия работы реактора, снижается до минимума давление в системе теплоносителя.

Энергетические реакторы используются как источники тепла на атомных электростанциях и в транспортных энергетических установках. Энергетические атомные установки выгодны только в том случае, если работа реактора устойчива в течение продолжительного времени, а стоимость вырабатываемой электроэнергии не выше, чем на тепловой электростанции. гейзенберг шредингер радиоактивный атомный

В ректорах - размножителях воспроизводится переработка ядерного сырья (U²³⁸ и Th²³²) в делящиеся изотопы Pu²³⁹ и U²³³.

В урановом цикле ядерным топливом служит плутоний. Ядерное сырье U²³⁸ загружается в активную зону и отражатели (зоны воспроизводства). В конце цикла старое ядерное топливо и элементы из U²³⁸, содержащие Pu²³⁹ проходят химическую обработку. Выделенный Pu²³⁹ идет на изготовление ТВЭЛ, а U²³⁸ вновь загружается в реактор для облучения. Урановый цикл можно осуществить только в реакторе на быстрых нейтронах. Урановый цикл может дать ежегодное увеличение запасов Pu до 15%.

Ториевый цикл можно осуществить в реакторах размножителях на тепловых и быстрых нейтронах. В качестве ядерного топлива используется U²³³.

Все действующие реакторы являются в какой-то мере исследовательскими. На каждом реакторе проводятся эксперименты по изучению физики нейтронов и реакторов, пути снижения стоимости электроэнергии и т.д.

Гомогенные и гетерогенные реакторы.

Взаимное расположение замедлителя и ядерного топлива в активной зоне может быть гомогенным и гетерогенным.

В гомогенной системе ядерное топливо равномерно перемешано с замедлителем (раствор солей урана в легкой и тяжелой воде и т.д.)

В гетерогенной системе ТВЭЛ размещается по замедлителю и образует пространственную геометрическую решетку. Наиболее распространены квадратные, треугольные и шестиугольные решетки.

Гомогенные реакторы. В цилиндрический или сферический корпус активной зоны реактора наливается гомогенная смесь растворенных солей урана или в виде суспензии окислов урана с легкой или тяжелой водой.

Во время работы реактора часть ядерного топлива выгорает, и его концентрация в смеси уменьшается. Кроме того, в активной зоне накапливаются осколки деления, в которых происходит дополнительное поглощение нейтронов. Это снижает эффективный коэффициент размножения, а вместе с ним и срок работы реактора. Срок непрерывной работы реактора ограничивается только надежностью конструкции реактора, насосов, парогенераторов и т.д. Гомогенные реакторы не применяются как энергетические, т.к. активность оборудования становится настолько высокой, что ремонт и осмотр невозможен.

Гетерогенные реакторы. Одним из основных конструктивных узлов гетерогенного реактора является ТВЭЛ, покрытый защитной оболочкой от взаимодействия с теплоносителем и задерживающий внутри устройства осколки деления. Вследствие этого активность первичного контура определяется не радиоактивными осколками, а только активностью теплоносителя. Ремонт оборудования первичного контура не представляет проблемы.

Работа по замене ТВЭЛ называется перегрузкой реактора. Несмотря на это гетерогенные реакторы широко используются на АЭС.

Реакторы на тепловых, быстрых и промежуточных нейтронах.

Деление ядер в активной зоне вызывается нейтронами различных энергий. Однако в каждом реакторе можно указать нейтроны, дающие основной вклад в общее число делений. По этому признаку реакторы подразделяются на три класса: на тепловых, быстрых и промежуточных нейтронах.

Реактор на тепловых нейтронах(тепловой реактор).

Активная зона реактора состоит из замедлителя, ядерного топлива и конструкционных материалов. Большинство быстрых нейтронов замедляется до тепловых энергий, а затем поглощается в активной зоне. Для экономного расхода тепловых нейтронов применяются конструкционные материалы с малым сечением радиационного захвата тепловых нейтронов. К ним относятся алюминий, магний, цирконий, ниобий и др. Небольшие потери нейтронов в замедлителе и конструкционных материалах дают возможность использовать в качестве ядерного топлива для тепловых реакторов слабообогащенный уран, в том числе и природный. Это в основном определяет широкое использование тепловых реакторов в атомной энергетике.

Удельная мощность тепловых реакторов не превышает 50 -100 кВт/л. Однако ввиду большого объема активной зоны мощность тепловых реакторов достигает 700 МВт и более. Одним из недостатков тепловых реакторов является значительное поглощение тепловых нейтронов в осколках, что увеличивает загрузку ядерного топлива.

Реакторы на быстрых нейтронах (быстрые реакторы).

Активная зона быстрого реактора состоит из тяжелых элементов, в ней нет замедляющих веществ. Вследствие этого быстрые нейтроны могут только не упруго замедляться до энергий 0,1 МэВ. Сечение деления в быстрой области не превышает 1 -2 барн, поэтому для осуществления цепной реакции необходима высокая концентрация делящегося изотопа в активной зоне. В качестве ядерного топлива используется высокообогащенный уран и плутоний. Критическая масса быстрого реактора достигает 60-100кг U²³⁵/

Размеры быстрого реактора значительно меньше теплового. ТВЭЛ размещается с малым шагом (тесная решетка), что дает возможность повысить удельную мощность до 1000кВт/л. Для отвода тепла применяются жидкие металлы: натрий, ртуть и др.

Отражатель быстрых реакторов состоит из тяжелых металлов: Ni, U²³⁸, Th²³². Они возвращают в активную зону быстрые нейтроны, почти не изменяя их энергий. Нейтроны, захваченные в U²³⁸, идут на получение Pu²³⁹ и U²³³.

Мощность реактора регулируется управляющими стержнями из естественного урана или тория. Однако наиболее эффективным является подвижной отражатель. Управление цепной реакции производится изменением величины утечки нейтронов. Если слой отражателя удалять из реактора, то утечка нейтронов увеличивается, вследствие чего тормозится развитие цепного процесса и наоборот Наиболее эффективны подвижные слои отражателя на границе с активной зоной.

Быстрые реакторы относятся к перспективным энергетическим реакторам т.к. в них представляется возможность осуществления уранового цикла с коэффициентом воспроизводства КВ > 1.

Реакторы на промежуточных нейтронах(промежуточные ректоры).

Отношение замедлителя и ядерного топлива в активной зоне выбирается с таким расчетом, чтобы быстрые нейтроны могли уменьшить свою энергию до 1-1000эВ. Например, отношение ядерных концентраций бериллия и U²³⁵ в промежуточных реакторах колеблется от 150 до 250. К недостаткам промежуточных реакторов относится потеря нейтронов на резонансный захват в конструкционных материалах и осколках деления.

Классификация энергетических реакторов по теплоносителям.

Выбор теплоносителя и замедлителя определяет конструкцию реактора и схему теплоотвода от реактора.

Реакторы с водяным теплоносителем. В одних реакторах и теплоносителем и замедлителем служит вода, в других - теплоноситель вода, замедлитель - графит. Первые реакторы называются водо-водяными (ВВР), вторые - графито - водяные (ГВР).

Энергетические установки ВВР и ГВР работают по двухконтурным схемам теплоотвода: в первичном контуре вода под давлением 100- 200 атм нагревается до 290-330⁰С; во вторичном - реакторное тепло идет на получение водяного пара.

Графито-газовые реакторы (замедлитель - графит, теплоноситель -газ). Лучший теплоноситель - гелий. Может быть использован Дешевый углекислый газ. Потеря нейтронов на радиационный газ в активной зоне сведена к минимуму тем, что защитные оболочки и технологические каналы выполнены из сплавов магния. В качестве топлива применяется природный уран, что невозможно в ВВР и ГВР. Однако удельная мощность реактора ограничивается низкой теплоемкостью углекислого газа, стойкостью материалов и т.д.

Реакторы с органическими теплоносителями. Ряд органических жидкостей (дифенил, дифенильная смесь и др.) имеют хорошие замедляющие свойства, высокие теплоемкость и температуру кипения при атмосферном давлении. Поэтому замена воды в первичном контуре на органические жидкости дает возможность снизить давление в системе при температуре выхода теплоносителя около350⁰С.

К недостатку органического теплоносителя следует отнести его термическую и радиационную нестойкость. Под действием высокой температуры и реакторного излучения органические жидкости распадаются или образуют более сложные органические соединения, имеющие большую вязкость. Для очистки такой жидкости от продуктов распада в первичный контур должны входить специальные препараты, что значительно повышает стоимость установки.

Реакторы с жидкометаллическими теплоносителями.

Давление в первичном контуре можно снизить применением жидкометаллических теплоносителей (натрий, сплавы свинец-висмут, натрий-калий). Водяной пар, получаемый в установке, имеет КПД больше 30%. Недостаток: высокая коррозийная активность по отношению ко многим конструкционным материалам. Натрий и сплав свинец-висмут имеют высокую температуру плавления, поэтому первичный контур перед заполнением необходимо нагревать, что требует специальных устройств. Жидкометаллические теплоносители (особенно натрий) применяются для отвода тепла на быстрых реакторах.

Литературные источники

1.Основная литература.

1.К.Н.Мухин. Введение в ядерную физику. Атомиздат.М.1965.

2. Мухин К.Н. Экспериментальная ядерная физика. - М.: Атомиздат. 1974.

3. И.В.Ракобольская. МГУ. 1981. Ядерная физика.

4. МаляровВ.В. Основы теории атомного ядра.- Физматгиз. 1967.

5. В.Е. Левин. Ядерная физика и ядерные реакторы.

2.Дополнительная литература.

1. Корсунский М.И. Оптика, строение атома, атомное ядро. -М.Наука. 1967.

2. Широков Ю.М., Юдин Н.П. Ядерная физика. - М.: Наука, 1972.

3.Алешин В.С., Саркисов А.А. Энергетические ядерные реакторы.Судпромгиз.1961.

Размещено на Allbest.ru