4032

Атомная энергетика. Энергия связи атомных ядер

Реферат

Энергетика

Ведение Энергетика - важнейшая отрасль народного хозяйства, охватывающая энергетические ресурсы, выработку, преобразование, передачу и использование различных видов энергии. Это основа экономики государства. Развитие человеческого общества неразрывн...

Русский

2012-11-12

125.5 KB

11 чел.

Ведение

Энергетика - важнейшая отрасль народного хозяйства, охватывающая энергетические ресурсы, выработку, преобразование, передачу и использование различных видов энергии. Это основа экономики государства.

Развитие человеческого общества неразрывно связано с использованием природных ресурсов нашей планеты, с потреблением энергии во все возрастающих масштабах. Но большинство ресурсов не возобновляется, по крайней мере, в заметных количествах. Это повышает ответственность людей перед грядущими поколениями за бережное и рациональное использование ресурсов планеты, возможно меньшее загрязнение ее всевозможными отходами.

Развитие атомной энергетики зависит от уровня общемировых энергетических потребностей. Доля общего производства энергии, которую можно обеспечить за счет атомной энергетики, зависит от приемлемых для промышленного использования природных запасов традиционных основных источников энергии (угля, нефти, газа) и эффективности использования возобновляемых источников энергии, в особенности солнечной энергии.


  1.  ЭЛЕМЕНТЫ ЯДЕРНОЙ ФИЗИКИ.

  1.  АТОМ. АТОМНОЕ ЯДРО.

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, состоит из "тяжелого" ядра и вращающихся вокруг электронов.

Ядра атомов образованы совокупностью положительно заряженных протонов и нейтральных нейтронов. Эти частицы, называемые нуклонами, удерживаются в ядрах короткодействующими силами притяжения, возникающими за счет обменов мезонами, частицами меньшей массы.

Атомное ядро характеризуется зарядом Ze, массой М, спином J, магнитным и электрическим квадрупольным моментом Q, определенным радиусом R, изотопическим спином Т и состоит из нуклонов - протонов и нейтронов.

Число нуклонов А в ядре называется массовым числом. Число Z называют зарядовым числом ядра или атомным номером. Поскольку Z определяет число протонов, а А - число нуклонов в ядре, то число нейронов в атомном ядре N=A-Z. Атомные ядра с одинаковыми Z, но различными А называются изотопами. В среднем на каждое значение Z приходится около трех стабильных изотопов. Например, 28Si, 29Si, 30Si являются стабильными изотопами ядра Si. Кроме стабильных изотопов, большинство элементов имеют и нестабильные изотопы, для которых характерно ограниченное время жизни.

Ядра с одинаковым массовым числом А называются изобарами, а с одинаковым числом нейтронов - изотонами.

Все атомные ядра разделяются на стабильные и нестабильные. Свойства стабильных ядер остаются неизменными неограниченно долго. Нестабильные же ядра испытывают различного рода превращения.

  1.  ЭНЕРГИЯ СВЯЗИ АТОМНЫХ ЯДЕР.

Экспериментальные измерения масс атомных ядер, выполненные с большой точностью, показывают, что масса ядра всегда меньше суммы масс составляющих его нуклонов.

Энергия связи - это энергия, которую необходимо затратить, чтобы разделить ядро на составляющие его нуклоны.

Энергия связи, отнесенная к массовому числу А, называется средней энергией связи нуклона в атомном ядре (энергия связи на один нуклон).

Энергия связи приблизительно постоянна для всех стабильных ядер и примерно равна 8 МэВ. Исключением является область легких ядер, где средняя энергия связи растет от нуля (А=1) до 8 МэВ для ядра 12С.

Аналогично энергия связи на один нуклон можно ввести энергию связи ядра относительно других составных его частей.

В отличие от средней энергии связи нуклонов количество энергии связи нейрона и протона изменяется от ядра к ядру.

Часто вместо энергии связи используют величину, называемую дефектом массы и равную разности масс и массового числа атомного ядра.

 

  1.  РАДИОАКТИВНОСТЬ.
    1.  Общие сведения. 

Явление радиоактивности, или спонтанного распада ядер, было открыто французским физиком А. Беккерелем в 1896 г. Он обнаружил, что уран и его соединения испускают лучи или частицы, проникающие сквозь непрозрачные тела и способные засвечивать фотопластинку. Беккерель установил, что интенсивность излучения пропорциональна только концентрации урана и не зависит от внешних условий (температуры, давления) и от того, находится ли уран в каких-либо химических соединениях.

Английскими физиками Э. Резерфордом и Ф. Содди было доказано, что во всех радиоактивных процессах происходят взаимные превращения атомных ядер химических элементов. Изучение свойств излучения, сопровождающего эти процессы в магнитном и электрическом полях, показало, что оно разделяется на -частицы (ядра гелия), -частицы (электроны) и -лучи (электромагнитное излучение с очень малой длиной волны).

Атомное ядро, испускающее -кванты, -, - или другие частицы, называется радиоактивным ядром. В природе существует 272 стабильных атомных ядра. Все остальные ядра радиоактивны и называются радиоизотопами.

Радиоактивность определяется состоянием атомного ядра. Для данного состояния ядра вероятность его распада в единицу времени является постоянной величиной.

  1.  Альфа-распад. 

Энергия связи ядра характеризует его устойчивость к распаду на составные части. Если энергия связи ядра меньше энергии связи продуктов его распада, то это означает, что ядро может самопроизвольно (спонтанно) распадаться. При альфа-распаде альфа-частицы уносят почти всю энергию и только 2 % ее приходится на вторичное ядро. При альфа-распаде массовое число изменяется на 4 единицы, а атомный номер на две единицы.

Начальная энергия альфа-частицы составляет 4-10 МэВ. Поскольку альфа-частицы имеют большую массу и заряд, длина их свободного пробега в воздухе невелика. Так, например, длина свободного пробега в воздухе альфа-частиц, испускаемых ядром урана, равна 2,7 см, а испускаемых радием, - 3,3 см.

  1.  Бета-распад. 

Это процесс превращения атомного ядра в другое ядро с изменением порядкового номера без изменения массового числа. Различают три типа -распада: электронный, позитронный и захват орбитального электрона атомным ядром. Последний тип распада принято также называть К-захватом, поскольку при этом наиболее вероятно поглощение электрона с ближайшей к ядру К-оболочки. Поглощение электронов с L- и М-оболочек также возможно, но менее вероятно. Период полураспада -активных ядер изменяется в очень широких пределах.

Число бета-активных ядер, известных в настоящее время, составляет около полутора тысяч, но только 20 из них являются естественными бета-радиоактивными изотопами. Все остальные получены искусственным путем.

Непрерывное распределение по кинетической энергии испускаемых при распаде электронов объясняется тем обстоятельством, что наряду с электроном испускается и антинейтрино. Если бы не было антинейтрино, то электроны имели бы строго определенный импульс, равный импульсу остаточного ядра. Резкий обрыв спектра наблюдается при значении кинетической энергии, равной энергии бета-распада. При этом кинетическая энергия ядра и антинейтрино равна нулю, и электрон уносит всю энергию, выделяющуюся при реакции.

При электронном распаде остаточное ядро имеет порядковый номер на единицу больше исходного при сохранении массового числа. Это означает, что в остаточном ядре число протонов увеличилось на единицу, а число нейтронов, наоборот, стало меньше: N=A-(Z+1).

  1.  Позитронный бета-распад. 

При позитронном распаде сохраняется полное число нуклонов, но в конечном ядре на один нейтрон больше, чем в исходном. Таким образом, позитронный распад может быть интерпретирован как реакция превращения внутри ядра одного протона в нейтрон с испусканием позитрона и нейтрино.

  1.  Электронный захват.

К электронному захвату относится процесс поглощения атомом одного из орбитальных электронов своего атома. Поскольку наиболее вероятен захват электрона с орбиты, наиболее близко расположенной к ядру, то с наибольшей вероятностью поглощаются электроны К-оболочки. Поэтому этот процесс называется также К-захватом.

С гораздо меньшей вероятностью происходит захват электронов с L-, M-оболочек. После захвата электрона с К-оболочки происходит ряд переходов электронов с орбиты на орбиту, образуется новое атомное состояние испускается рентгеновский квант.

  1.  Гамма-распад.

Стабильные ядра находятся в состоянии, отвечающем наименьшей энергии. Это состояние называется основным. Однако путем облучения атомных ядер различными частицами или высокоэнергетическими протонами им можно передать определенную энергию и, следовательно, перевести в состояния, отвечающие большей энергии. Переходя через некоторое время из возбужденного состояния в основное, атомное ядро может испустить или частицу, если энергия возбуждения достаточно высока, или высокоэнергетическое электромагнитное излучение - гамма-квант.

Поскольку возбужденное ядро находится в дискретных энергетических состояниях, то и гамма-излучение характеризуется линейчатым спектром.

  1.  ДЕЛЕНИЕ АТОМНЫХ ЯДЕР.
    1.  Общие сведения.

Явление деления тяжелых атомных ядер на два осколка было открыто Ганом и Штрассманом в 1939 г. при изучении взаимодействия нейтронов различных энергий и ядер урана. Несколько позже, в 1940г. советские физики К.А.Петржак и Г.И. Флеров обнаружили самопроизвольное (спонтанное) деление ядер урана. При спонтанном делении и делении, вызванном нейтронами, как правило, образуется асимметричные осколки, отношение масс которых примерно равно 3:2.

При реакции деления выделяется очень большая энергия. Энергия деления высвобождается в виде кинетической энергии ядер-осколков, кинетической энергии испускаемых ядрами-осколками электронов, гамма-квантов, нейтрино, нейтронов.

Основная часть энергии деления приходится на энергию ядер-осколков, поскольку под действием кулоновских сил отталкивания они приобретают большую кинетическую энергию. Основная часть энергии деления выделяется в виде кинетической энергии ядер-осколков.

Замечательным и чрезвычайно важным свойством реакции деления является то, что в результате деления образуется несколько нейтронов. Это обстоятельство позволяет создать условия для поддержания стационарной или развивающейся во времени цепной реакции деления ядер. Действительно, если в среде, содержащей делящиеся ядра, один нейтрон вызывают реакцию деления, то образующиеся в результате реакции нейтроны могут с определенной вероятностью вызвать деление ядер, что может привести при соответствующих условиях к развитию неконтролируемого процесса деления. Число вторичных нейтронов не постоянно для всех тяжелых ядер и зависит как от энергии вызвавшего деление нейтрона, так и от свойств ядра-мишени. Среди нейтронов деления, кроме так называемых мгновенных нейтронов, испускаемых за 10-15 с после процесса деления, есть также и запаздывающие нейтроны. Они испускаются в течение нескольких минут с постепенно убывающей интенсивностью. Мгновенные нейтроны составляют более 99% полного числа нейтронов деления, а их энергия заключена в широком диапазоне: от тепловой энергии и до энергии приблизительно равной 10 МэВ.

Запаздывающие нейтроны испускаются возбужденными ядрами образующихся после бета-распада продуктов деления - ядер-предшественников. Поскольку испускание нуклонов возбужденным ядром происходит мгновенно, то во время испускания запаздывающего нейтрона после акта деления будет определяться постоянной распада ядра-предшественника.

Кинетическая энергия запаздывающих нейтронов значительно меньше энергии мгновенных нейтронов и составляет 0,25-0,1 МэВ. Хотя доля запаздывающих нейтронов относительно невелика, они играют очень важную роль в управлении ядерными реакторами.

  1.  Продукты деления.

В результате деления тяжелых ядер образуются, как правило, два ядра-осколка с различной массой. В среднем отношение масс легких и тяжелых осколков равно 2:3. Как правило, ядра-осколки имеют большой избыток нейтронов и поэтому неустойчивы относительно бета-распада. Массовые числа А продуктов деления меняются от 72 до 161, а атомные номера от 30 до 65. Вероятность симметричного деления на два осколка с приблизительно равными массами составляет всего 0,04%. Доля симметричного деления возрастает по мере увеличения энергии первичного нейтрона, вызывающего деление атомного ядра.

  1.  Взаимодействие нейтронов с атомными ядрами. 

Различные частицы (нейтроны, протоны, электроны, гамма-кванты и т.д.) могут взаимодействовать с атомными ядрами. Характер взаимодействия зависит от энергии частиц, их типа и свойств атомного ядра. Для оценки вероятности взаимодействия вводится величина, называемая микроскопическим сечением взаимодействия. Физический смысл ее состоит в следующем. Пусть пучок нейтронов интенсивностью No падает на мишень, состоящую из одного слоя ядер. Число ядер на единице поверхности равно М. Предположим, что при прохождении пучка через такой слой часть нейтронов поглотиться в нем и через слой прошло N`. Тогда вероятность взаимодействия одного нейтрона с одним атомным ядром:

= No-N`

NoM

Это и есть микроскопическое сечение, представляющее собой эффективную площадь поперечного сечения атомного ядра, попав в которое налетающая частица вызывает ядерную реакцию или испытывает рассеяние.

В процессе экспериментальных исследований энергетической зависимости сечения взаимодействующих частиц и различных атомных ядер было обнаружено, что при определенных энергиях значения сечений резко возрастают, а при дальнейшем увеличении энергии снова уменьшаются. Это явление называется резонансом.

В практике реакторостроения нейтроны по энергии принято делить на следующие группы: быстрые нейтроны с энергией 0,10-10 МэВ, тепловые нейтроны, находящиеся в тепловом равновесии с ядрами среды и имеющие энергию 0,005-0,2 эВ, и промежуточные. Промежуточные подразделяются на резонансные (2-102 эВ) и надтепловые (0,2-2 эВ).

При взаимодействии нейтрона и ядер могут протекать следующие реакции: упругое рассеяние, неупругое рассеяние, радиационный захват, деление. Вероятность протекания определенной реакции характеризуется микроскопическими сечениями. В зависимости от энергии нейтрона сечения могут изменяться. Так, в области быстрых нейтронов сечение радиационного захвата примерно в 100 раз меньше сечения захвата тепловых нейтронов. Сечение упругого рассеяния, как правило, почти постоянное для энергии выше 1 эВ.

Наряду с микроскопическими сечениями на практике используются также макроскопические сечения, под которыми понимают вероятность взаимодействия частицы в единице объема вещества. Если в единице объема число ядер определенного типа есть N, то макроскопическое сечение = микроскопическое сечение =N. Как и микроскопическое, макроскопическое сечение также характеризует определенный тип ядерной реакции.

  1.  ЦЕПНАЯ ЯДЕРНАЯ РЕАКЦИЯ.

При делении тяжелых ядер образуется несколько свободных нейтронов. Это позволяет организовать так называемую цепную реакцию деления, когда нейтроны, распространяясь в среде, содержащей тяжелые элементы, могут вызвать их деление с испусканием новых свободных нейтронов. Если среда такова, что число вновь рождающихся нейтронов увеличивается, то процесс деления лавинообразно нарастает. В случае, когда число нейтронов при последующих делениях уменьшается, цепная ядерная реакция затухает.

Для получения стационарной цепной ядерной реакции, очевидно, необходимо создать такие условия, чтобы каждое ядро, поглотившее нейтрон, при делении выделяло в среднем один нейтрон, идущий на деление второго тяжелого ядра.

Ядерным реактором называется устройство, в котором осуществляется и поддерживается управляемая цепная реакция деления некоторых тяжелых ядер.

Цепная ядерная реакция в реакторе может осуществляться только при определенном количестве делящихся ядер, которые могут делиться при любой энергии нейтронов. Из делящихся материалов важнейшим является изотоп U235, доля которого в естественном уране составляет всего 0,714 %.

Хотя U238 и делится нейтронами, энергия которых превышает 1,2 МэВ, однако самоподдерживающаяся цепная реакция на быстрых нейтронах в естественном уране не возможна из-за высокой вероятности неупругого взаимодействия ядер U238 с быстрыми нейтронами. При этом энергия нейтронов становится ниже пороговой энергии деления ядер U238.

Использование замедлителя приводит к уменьшению резонансного поглощения в U238, так как нейтрон может пройти область резонансных энергий в результате столкновения с ядрами замедлителя и поглотиться ядрами U235, Pu239, U233, сечение деления которых существенно увеличивается с уменьшением энергии нейтронов. В качестве замедлителей используют материалы с малым массовым числом и небольшим сечением поглощения (вода, графит, бериллий и др.).

Для характеристики цепной реакции деления используется величина, называемая коэффициентом размножения К. Это отношение числа нейтронов определенного поколения к числу нейтронов предыдущего поколения. Для стационарной цепной реакции деления К=1. Размножающаяся система (реактор), в которой К=1, называется критической. Если К>1, число нейтронов в системе увеличивается, и она в этом случае называется надкритической. При К<1 происходит уменьшение числа нейтронов, и система называется подкритической. В стационарном состоянии реактора число вновь образующихся нейтронов равно числу нейтронов, покидающих реактор (нейтроны утечки) и поглощающихся в его пределах. В критическом реакторе присутствуют нейтроны всех энергий. Они образуют так называемый энергетический спектр нейтронов, который характеризует число нейтронов различных энергий в единице объема в любой точке реактора. Средняя энергия спектра нейтронов определяется долей замедлителя, делящихся ядер (ядра горючего) и других материалов, которые входят в состав активной зоны реактора. Если большая часть делений происходит при поглощении тепловых нейтронов, то такой реактор называется реактором на тепловых нейтронах. Энергия нейтронов в такой системе не превышает 0.2 эВ. Если большая часть делений в реакторе происходит при поглощении быстрых нейтронов, такой реактор называется реактором на быстрых нейтронах.

В активной зоне реактора на тепловых нейтронах наряду с ядерным топливом находится значительная масса замедлителя-вещества, отличающегося большим сечением рассеяния и малым сечением поглощения.

Активная зона реактора практически всегда, за исключением специальных реакторов, окружена отражателем, возвращающим часть нейронов в активную зону за счет многократного рассеяния.

В реакторах на быстрых нейронах активная зона окружена зонами воспроизводства. В них происходит накопление делящихся изотопов. Кроме того, зоны воспроизводства выполняют и функции отражателя.

В ядерном реакторе происходит накопления продуктов деления, которые называются шлаками. Наличие шлаков приводит к дополнительным потерям свободных нейтронов.

Ядерные реакторы в зависимости от взаимного размещения горючего и замедлителя подразделяются на гомогенные и гетерогенные. В гомогенном реакторе активная зона представляет собой однородную массу топлива, замедлителя и теплоносителя в виде раствора, смеси или расплава. Гетерогенным называется реактор, в котором топливо в виде блоков или тепловыделяющих сборок размещено в замедлителе, образуя в нем правильную геометрическую решетку.


  1.  ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ.

  1.  ОСОБЕННОСТИ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА КАК ИСТОЧНИКА ТЕПЛОТЫ.

При работе реактора в тепловыводящих элементах (твэлах), а также во всех его конструктивных элементах в различных количествах выделяется теплота. Это связано с торможением осколков деления, бета- и гамма- излучением осколков и ядер, испытывающих взаимодействие с нейронами, и, наконец, с замедлением быстрых нейронов. Осколки при делении ядра топлива классифицируются по скоростям, соответствующим температуре в сотни миллиардов градусов.

Действительно, Е=m2=3RT, где Е - кинетическая энергия осколков, МэВ; R=1,38*10-23 Дж/К - постоянная Больцмана. Учитывая, что 1 МэВ=1,6*10-13 Дж, получим 1,6*10-6 Е=2,07*10-16 Т, Т=7,7*109 Е. Наиболее вероятные значения энергии для осколков деления равны 97 МэВ для легкого осколка и 65 МэВ для тяжелого. Тогда соответствующая температура для легкого осколка равна 7,5*1011 К, тяжелого – 5*1011 К. Хотя достижимая в ядерном реакторе температура теоретически почти неограниченна, практически ограничения определяются предельно допустимой температурой конструкционных материалов и тепловыделяющих элементов.

Особенность ядерного реактора состоит в том, что 94% энергии деления превращается в теплоту мгновенно, т.е. за время, в течение которого мощность реактора или плотность материалов в нем не успевает заметно измениться. Поэтому при изменении мощности реактора тепловыделение следует без запаздывания за процессом деления топлива. Однако при выключении реактора, когда скорость деления уменьшается более чем в десятки раз, в нем остаются источники запаздывающего тепловыделения (гамма- и бета-излучение продуктов деления), которые становятся преобладающими.

Мощность ядерного реактора пропорциональна плотности потока нейронов в нем, поэтому теоретически достижима любая мощность. Практически же предельная мощность определяется скоростью отвода теплоты, выделяемой в реакторе. Удельный теплосъем в современных энергетических реакторах составляет 102-103 МВт/м3. От реактора теплота отводится циркулирующим через него теплоносителем. Характерной особенностью реактора является остаточное тепловыделение после прекращения реакции деления, что требует отвода теплоты в течение длительного времени после остановки реактора. Хотя мощность остаточного тепловыделения значительно меньше номинальной, циркуляция теплоносителя через реактор должна обеспечиваться очень надежно, так как остаточное тепловыделение регулировать нельзя. Удаление теплоносителя из работавшего некоторое время реактора категорически запрещено во избежание перегрева и повреждения тепловыделяющих элементов.

  1.  УСТРОЙСТВО ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ. 

Энергетический ядерный реактор - это устройство, в котором осуществляется управляемая цепная реакция деления ядер тяжелых элементов, а выделяющаяся при этом тепловая энергия отводится теплоносителем. Главным элементом ядерного реактора является активная зона. В нем размещается ядерное топливо и осуществляется цепная реакция деления. Активная зона представляет собой совокупность определенным образом размещенных тепловыделяющих элементов, содержащих ядерное топливо. В реакторах на тепловых нейтронах используется замедлитель. Через активную зону прокачивается теплоноситель, охлаждающий тепловыделяющие элементы. В некоторых типах реакторов роль замедлителя и теплоносителя выполняет одно и то же вещество, например обычная или тяжелая вода. Для управления работой реактора в активную зону вводятся регулирующие стержни из материалов, имеющих большое сечение поглощения нейтронов. Активная зона энергетических реакторов окружена отражателем нейтронов - слоем материала замедлителя для уменьшения утечки нейтронов из активной зоны. Кроме того, благодаря отражателю происходит выравнивание нейтронной плотности и энерговыделения по объему активной зоны, что позволяет при данных размерах зоны получить большую мощность, добиться более равномерного выгорания топлива, увеличить продолжительность работы реактора без перегрузки топлива и упростить систему теплоотвода. Отражатель нагревается за счет энергии замедляющихся и поглощаемых нейтронов и гамма-квантов, поэтому предусматривается его охлаждение. Активная зона, отражатель и другие элементы размещаются в герметичном корпусе или кожухе, обычно окруженном биологической защитой.

  1.  ТРЕБОВАНИЯ К КОНСТРУКЦИЯМ АКТИВНОЙ ЗОНЫ И ЕЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ.

Активная зона реактора должна быть спроектирована так, чтобы исключалась возможность непредусмотренного перемещения ее составляющих, приводящего к увеличению реактивности. Основной конструктивной деталью гетерогенной активной зоны является твэл, в значительной мере определяющий ее надежность, размеры и стоимость. В энергетических реакторах, как правило, используются стержневые твэлы с топливом в виде прессованных таблеток двуокиси урана, заключенных в оболочку из стали или циркониевого сплава. Твэлы для удобства собираются в тепловыделяющие сборки (ТВС), которые устанавливаются в активной зоне ядерного реактора.

В твэлах происходит генерация основной доли тепловой энергии и передача ее теплоносителю. Более 90% всей энергии, освобождающейся при делении тяжелых ядер, выделяется внутрь твэлов и отводится обтекающим твэлы теплоносителем. Твэлы работают в очень тяжелых тепловых режимах: максимальная плотность теплового потока от твэла к теплоносителю достигает (1-2) 106 Вт/ м2, тогда как в современных паровых котлах она равна (2-3) 105 Вт/м2. Кроме того, в сравнительно небольшом объеме ядерного топлива выделяется большое количество теплоты, т.е. энергонапряженность ядерного топлива также очень высока. Удельное тепловыделение в активной зоне достигает 108-109 Вт/м3, в то время как в современных паровых котлах оно не превышает 107Вт/м3.

Большие тепловые потоки, проходящие через поверхность твэлов, и значительная энергонапряженность топлива требуют наличия исключительно высокой стойкости и надежности твэлов. Помимо этого, условия работы твэлов осложняются высокой рабочей температурой, достигающей 300-600 oС на поверхности оболочки, возможностью тепловых ударов, вибрацией, наличием потока нейтронов (флюенс достигает 1027 нейтрон/м2).

К твэлам предъявляются высокие технические требования:

  1.  простота конструкции;
  2.  механическая устойчивость и прочность в потоке теплоносителя, обеспечивающая сохранение размеров и герметичности;
  3.  малое поглощение нейтронов конструкционным материалом твэла и минимум конструкционного материла в активной зоне;
  4.  отсутствие взаимодействие ядерного топлива и продуктов деления с оболочкой твэлов, теплоносителем и замедлителем при рабочих температурах.

Геометрическая форма твэла должна обеспечивать требуемое соотношение площади поверхности и объема и максимальную интенсивность отвода теплоты теплоносителем от всей поверхности твэла, а также гарантировать большую глубину выгорания ядерного топлива и высокую степень удержания продуктов деления. Твэлы должны обладать радиационной стойкостью, иметь требуемые размеры и конструкцию, обеспечивающие возможность быстрого проведения перегрузочных операций; обладать простотой и экономичностью регенерации ядерного топлива и низкой стоимостью.

В целях безопасности надежная герметичность оболочек твэлов должна сохраняться в течение всего срока работы активной зоны (3-5 лет) и последующего хранения отработавших твэлов до отправки на переработку (1-3 года). При проектировании активной зоны необходимо заранее установить и обосновать допустимые пределы повреждения твэлов (количество и степень повреждения). Активная зона проектируется таким образом, чтобы при работе на протяжении всего ее расчетного срока службы не превышались установленные пределы повреждения твэлов. Выполнение указанных требований обеспечивается конструкцией активной зоны, качеством теплоносителем, характеристиками и надежностью системы теплоотвода. В процессе эксплуатации возможно нарушение герметичности оболочек отдельных твэлов. Различают два вида такого нарушения: образование микротрещин, через которые газообразные продукты деления выходят из твэла в теплоноситель (дефект типа газовой плотности); возникновение дефектов, при которых возможен прямой контакт топлива с теплоносителем.

Условия работы твэлов в значительной мере определяются конструкцией активной зоны, которая должна обеспечивать проектную геометрию размещения твэлов и необходимое с точки зрения температурных условий распределение теплоносителя. Через активную зону при работе реактора из мощности должен поддерживаться стабильный расход теплоносителя, гарантирующего надежный теплоотвод. Активная зона должна быть оснащена датчиками внутриреакторного контроля, которые дают информацию о распределении мощности, нейтронного потока, температурных условиях твэлов и расходе теплоносителя.

Активная зона энергетического реактора должна быть спроектирована так, чтобы внутренний механизм взаимодействия нейтронно-физических и теплофизических процессов при любых возмущениях коэффициента размножения устанавливал новый безопасный уровень мощности. Практически безопасность ядерной энергетической установки обеспечивается, с одной стороны, устойчивостью реактора (уменьшением коэффициента размножения с ростом температуры и мощности активной зоны), а с другой стороны - надежностью системы автоматического регулирования и защиты.

С целью обеспечения безопасности в глубину конструкция активной зоны и характеристики ядерного топлива должны исключать возможность образования критических масс делящихся материалов при разрушении активной зоны и расплавлении ядерного топлива. При конструировании активной зоны должна быть предусмотрена возможность введения поглотителя нейтронов для прекращения цепной реакции в любых случаях, связанных с нарушением охлаждения активной зоны.

Активная зона, содержащая большие объемы ядерного топлива для компенсации выгорания, отравления и температурного эффекта, имеет как бы несколько критических масс. Поэтому каждый критический объем топлива должен быть обеспечен средствами компенсации реактивности. Они должны размещаться в активной зоне таким образом, чтобы исключить возможность возникновения локальных критмасс.

  1.  КЛАССИФИКАЦИЯ РЕАКТОРОВ. 

Реакторы классифицируют:

  1.  по уровню энергии нейтронов, участвующих в реакции деления;
  2.  по принципу размещения топлива и замедлителя;
  3.  по целевому назначению;
  4.  по виду замедлителя и теплоносителя и их физическому состоянию.

По уровню энергетических нейтронов: реакторы могут работать на быстрых нейтронах, на тепловых и на нейтронах промежуточных (резонансных) энергий и в соответствии с этим делятся на ректоры на тепловых, быстрых и промежуточных нейтронах (иногда для краткости их называют тепловыми, быстрыми и промежуточными).

В реакторе на тепловых нейтронах большая часть деления ядер происходит при поглощении ядрами делящихся изотопов тепловых нейтронов. Реакторы, в которых деление ядер производится в основном нейтронами с энергией больше 0,5 МэВ, называются реакторами на быстрых нейтронах. Реакторы, в которых большинство делений происходит в результате поглощения ядрами делящихся изотопов промежуточных нейтронов, называются реакторами на промежуточных (резонансных) нейтронах.

В настоящее время наибольшее распространение получили реакторы на тепловых нейтронах. Для тепловых реакторов характерны концентрации ядерного топлива U235 в активной зоне от 1 до 100 кг/м3 и наличие больших масс замедлителя. Для реактора на быстрых нейтронах характерны концентрации ядерного топлива U235 или U239 порядка 1000 кг/м3 и отсутствие замедлителя в активной зоне.

В реакторах на промежуточных нейтронах в активной зоне замедлителя очень мало, и концентрация ядерного топлива U235 в ней от 100 до 1000 кг/м3.

В реакторах на тепловых нейтронах деление ядер топлива происходит также при захвате ядром быстрых нейтронов, но вероятность этого процесса незначительна (1-3 %). Необходимость в замедлителе нейтронов вызывается тем, что эффективные сечения деления ядер топлива намного больше при малых значениях энергии нейтронов, чем при больших.

Ядерные реакторы делятся на несколько групп:

  1.  по конструктивным особенностям активной зоны - на корпусные и канальные;
  2.  по типу теплоносителя - водяные, тяжеловодные, натриевые;
  3.  по типу замедлителя - на водяные, графитовые, тяжеловодные и др.

Для энергетических целей, для производства электроэнергии применяются:

  1.  водо-водяные реакторы с некипящей или кипящей водой под давлением;
  2.  уран-графитовые реакторы с кипящей водой или охлаждаемые углекислым газом;
  3.  тяжеловодные канальные реакторы и др.

В зависимости от назначения ядерные реакторы бывают:

  1.  энергетические;
  2.  конверторы и размножители;
  3.  исследовательские и многоцелевые;
  4.  транспортные и промышленные.

Ядерные энергетические реакторы используются для выработки электроэнергии на атомных электростанциях, в судовых энергетических установках, на атомных теплоэлектроцентралях (АТЭЦ), а также на атомных станциях теплоснабжения (АСТ).

Реакторы, предназначенные для производства вторичного ядерного топлива из природного урана и тория, называются конверторами или размножителями. В реакторе - конверторе вторичного ядерного топлива образуется меньше первоначально израсходованного.

В реакторе - размножителе осуществляется расширенное воспроизводство ядерного топлива, т.е. его получается больше, чем было затрачено.

Исследовательские реакторы служат для исследований процессов взаимодействия нейтронов с веществом, изучения поведения реакторных материалов в интенсивных полях нейтронного и гамма-излучений, радиохимических и биологических исследований, производства изотопов, экспериментального исследования физики ядерных реакторов.

Реакторы имеют различную мощность, стационарный или импульсный режим работы. Наибольшее распространение получили водо-водяные исследовательские реакторы на обогащенном уране. Тепловая мощность исследовательских реакторов колеблется в широком диапазоне и достигает нескольких тысяч киловатт.

Многоцелевыми называются реакторы, служащие для нескольких целей, например, для выработки энергии и получения ядерного топлива.


  1.  АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ.

Основным направлением атомной энергетики является производство электроэнергии на атомных электростанциях. Возможно создание атомных станций, отпускающих потребителям не только электроэнергию, но и теплоту. Такие электростанции называют атомными теплоэлектроцентралями (АТЭЦ). Можно использовать ядерную энергию только для целей горячего водоснабжения на атомных станциях теплоснабжения (АСТ).

Для АЭС наибольшее значение имеет классификация по числу контуров. Имеются одноконтурные, двухконтурные и трехконтурные АЭС.

В системе любой АЭС различают теплоноситель и рабочее тело. Рабочим телом, т. е. средой, совершающей работу по преобразованию тепловой энергии в механическую, является водяной пар. Требования к чистоте пара, поступающего на турбину, настолько высоки, что могут быть удовлетворены с экономически приемлемыми показателями только при конденсации всего пара и возврате конденсата в цикл. Поэтому контур рабочего тела для АЭС всегда замкнут и добавочная вода поступает в него лишь в небольших количествах для восполнения утечек и некоторых других потерь конденсата.

Назначение теплоносителя на АЭС – отводить теплоту, выделяющуюся в реакторе. Для предотвращения отложений на тепловыделяющих элементах необходима высокая чистота теплоносителя. Поэтому для него также необходим замкнутый контур и в особенности потому, что теплоноситель реактора всегда радиоактивен.

Если контуры теплоносителя и рабочего тела не разделены, то АЭС называют одноконтурной.

Если контуры теплоносителя и рабочего тела разделены, то АЭС называют двухконтурной (контур теплоносителя называют первым, а контур рабочего тела – вторым).

На трехконтурных АЭС создают дополнительный промежуточный контур для того, чтобы даже в аварийных ситуациях можно было избежать контакта радиоактивного натрия с водой или водяным паром. Трехконтурные АЭС наиболее дорогие из-за большого количества оборудования.

Кроме классификации АЭС по числу контуров можно выделить отдельные типы станций в зависимости от:

  1.  типа реактора – на тепловых или быстрых нейтронах;
  2.  параметров и типа паровых турбин – АЭС с турбинами на насыщенном или перегретом паре и т. п.;
  3.  параметров и типа теплоносителя – с газовым теплоносителем, теплоносителем «вода под давлением», жидкометаллическим и др.;
  4.  конструктивных особенностей реактора – с реакторами канального или корпусного типа, кипящим с естественной или принудительной циркуляцией и др.;
  5.  типа замедлителя реактора – графитовый, тяжеловодный или др. замедлитель.


  1.  ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО.

Делящимися изотопами называются нуклиды, которые делятся при взаимодействии с низкоэнергетическими нейтронами. К таким изотопам относятся U235, U233, Pu239 и Pu241, среди которых только первый существует в природе. Период полураспада остальных изотопов сравнительно мал, и за время, прошедшее с момента образования во Вселенной химических элементов в процессе ядерного синтеза, они успели полностью распасться. U233 образуется при захвате нейтронов сырьевым изотопом Th232, единственным стабильным изотопом тория. Торий не имеет делящихся нуклидов и является только воспроизводящим материалом. Pu239 образуется аналогично из сырьевого изотопа U238. Более тяжелый делящийся изотоп Pu241 образуется в результате двух последовательных захватов нейтронов ядром Pu239.

Хотя при начальном образовании вещества во Вселенной относительные количества изотопов U235 и U238 в естественном уране должны быть примерно одинаковыми, меньший период полураспада первого из них (0,71*109 лет по сравнению с 4,5*109 лет) привел к тому, что к настоящему времени содержание U235 в естественном уране очень сильно снизилось.

Вопрос об использовании плутония для сокращения потребления естественного урана должен решаться с учетом того обстоятельства, что стоимость его извлечения из облученного топлива достаточно высока. Это связано как с высоким уровнем радиоактивности отработанного топлива, так и с высокой токсичностью самого плутония.


  1.  ЭКОЛОГИЯ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ.

Использование реакции деления тяжелых ядер для производства энергии сопровождается вредными факторами, потенциально опасными для биосферы Земли. Наиболее вредный фактор – радиоактивное загрязнение.

Атомная промышленность включает предприятия по добыче и переработке уранового сырья, обогащению урана, заводы по изготовлению твэлов, атомные электростанции, радиохимические заводы по регенерации отработанного топлива, предприятия по переработке и хранению радиоактивных отходов. Радиационное воздействие на окружающую среду возможно на всех этих предприятиях. Наиболее сложные проблемы радиационной безопасности связаны с АЭС.

При нормальной работе АЭС и предприятий ядерного топливного цикла скорость выброса радиоактивных продуктов в окружающую среду тщательно контролируется. Содержащиеся в воздухе радиоактивные нуклиды благородных газов криптона, ксенона, радона, трития, а также присутствие аэрозолей топлива и продуктов деления определяют наличие ионизирующего излучения в воздухе. Жидкие радиоактивные выбросы, попадающие в реки, большие озера или океан, содержат тритий, продукты деления и другие вещества.

Человек может подвергаться следующим воздействиям ионизирующего излучения:

  1.  внешнему бета- и гамма-излучению при распаде газообразных радиоактивных нуклидов, содержащихся в атмосфере или в воде;
  2.  облучению при распаде осевших на землю радиоактивных аэрозольных частиц;
  3.  внутреннему облучению при вдыхании радиоактивных нуклидов (ингаляционному облучению);
  4.  внутреннему облучению в результате потребления загрязненной радиоактивными нуклидами пищи или воды.

Скорость и уровень выхода радиоактивных нуклидов в окружающую среду зависят от механизмов удержания этих нуклидов, которые, в свою очередь, определяются конструкцией защитных устройств технологического оборудования топливного цикла. Совокупность взаимосвязанных герметизированных объемов (так называемых барьеров безопасности с низким уровнем утечки) и другие технические меры позволяют обеспечить очень высокие коэффициенты удержания радиоактивных веществ, или что то же самое, низкие коэффициенты радиоактивных выбросов в окружающую среду.

Также как и в других энергоустановках, в которых происходит преобразование тепловой энергии в электрическую, в АЭС необходимо сбрасывать часть теплоты, выделяемой при сгорании топлива. В стандартных АЭС, в которых электроэнергия производится паротурбогенераторами, тепловой сброс осуществляется водой, охлаждающей конденсаторы. Эта вода забирается из реки, озера или моря.

Для того чтобы уменьшить вредное воздействие на экологию реки или озера, из которых забирается вода, особенно при жарком климате, когда окружающая температура уже достаточно высока, может оказаться необходимым применение некоторых технических методов локальной защиты от перегрева водных источников. Среди этих методов: увеличение расхода охлаждающей воды в конденсаторе, создание прудов охлаждения и градирен.

  1.  
    ЛИТЕРАТУРА.

  1.  Емельянов И.Я., Гаврилов П.А., Селивестров Б.Н. «Управление и безопасность ядерных энергетических реакторов» - Москва: «Атомиздат», 1975 г.
  2.  Кащеев В.П. «Ядерные энергетические установки» - Минск: «Вышейша школа», 1989 г.
  3.  Кащеев В.П., Левадный В.А. «Атомная энергия. Прошлое, настоящее и будущее» - Минск: «Вышейша школа», 1984 г.
  4.  Кесслер Г. «Ядерная энергетика» - Москва: «Энергоатомиздат», 1986 г.
  5.  Коллиер Дж., Хьюитт Дж. «Введение в ядерную энергетику» - Москва: «Энергоатомиздат», 1989 г.
  6.  Маргулова Т.Х. «Атомная энергетика сегодня и завтра» - Москва: «Высшая школа», 1989 г.
  7.  Маргулова Т.Х. «Атомные электрические станции» - Москва: «Высшая школа», 1984 г.


 

А также другие работы, которые могут Вас заинтересовать

23702. Международное экологическое право 56.5 KB
  басня Крылова €œЛебедь рак и щука€ карта мира выставка литературы по теме €œМеждународное сотрудничество в области охраны окружающей среды€. Нормативные документы: Конституция РФ Федеральный закон РФ €œОб охране окружающей среды€ Указ Президента РФ €œО государственной стратегии РФ по охране окружающей среды и обеспечению устойчивого развития€ Рамочная Конвенция ООН об изменении климата Международное соглашение Киотский протокол к Рамочной конвенции ООН об изменении климата. Наше поколение стало свидетелем драматических событий...
23703. Программирование на языке Паскаль 67 KB
  На каждый теоретический слайд не более трёх минут. На слайды с заданиями от пяти до семи минут. Рассказываю слайд и отмечаю что язык низшего уровня состоит из нулей и единиц. Обсуждаем слайд и немного конспектируем.
23704. Линейные программы и арифметические действия 56.5 KB
  Развитие мышления фантазии памяти внимания и познавательных интересов; Оборудование урока: Компьютерный класс Интерактивная доска Ход урока: 1. Повторение материала предыдущего урока. Организационный момент Приветствие учеников Объявление темы целей и плана урока.
23705. Решение задач на сложные линейные программы 75.5 KB
  program my; var xyy1: integer; begin x:=3; y:=absxsqrsqrx; x:=3; y1:=absxsqrsqrx; writeln y; writeln y1; end. program my; var abc: integer; begin reada; b:=2012; c:=ba; writeln 'ваш примерный возраст 'c; end. program...
23706. Основы языка SQL 75.97 KB
  Баумана Кафедра САПР Основы языка SQL Федорук В.ru 2636526 АННОТАЦИЯ Данное учебное пособие предназначено для изучения основ языка SQL стандартного языка манипулирования данными в СУБД реализующих реляционную модель данных. Описывается синтаксис наиболее употребимых операторов языка SQL приводятся примеры. Учебная база данных реализована в среде СУБД mySQL средства доступа к ней встроены в учебное пособие.
23707. История Советского государства 1900-1991 3.37 MB
  Изменения и кризис в партии [4. XVII съезд партии. XVIII съезд партии. Полная трансформация партии [9.
23708. Перевод условия задачи на математический язык 51 KB
  Составьте выражения для ответа на вопрос задачи: 1 Автомобиль проходит расстояние х км за 2 ч а автобус − за 3 ч. Свой результат группы вывешивают на доску: 1 x : 2 – x : 3; 2 x : 2 – x : 3; 3 x : 2 – x : 3; 4 x : 2 – x : 3; – Что интересного вы замечаете Задачи все разные а выражения одинаковые. – Какое задание стояло перед вами Надо было составить выражение по условию задачи.
23709. Работа с математическими моделями 61 KB
  Количество в м Стоимость в руб. Шерсть d 3 420 000 Шёлк с Сначала надо найти стоимость шерсти: 3d затем стоимость шёлка: 420 000 – 3d что бы найти цену шёлка6 надо его стоимость разделить на количество купленного шёлка: 420000 – 3d : c Если d = 80 000 c = 2 420000 – 380 000 : 2 = 90 000 Ответ: цена шёлка 90 000 руб. Количество Стоимость в руб. Хлеб а 3 батона Яблоки b 2 кг Что бы найти стоимость всей покупки надо знать стоимость хлеба и стоимость яблок.
23710. Работа с математическими моделями 57.5 KB
  При решении последнего примера учащиеся вспоминают свойство 1 при умножении: а 1 = 1 а = а − Расположите полученные результаты в порядке возрастания. – Какие свойства умножения вы использовали Распределительное свойство умножения относительно сложения и вычитания: аb c = аb ac аb – c = аb – ac свойство 1 при умножении: а  1 = а. – Какое свойство умножения вы использовали Свойство 1 при умножении. – Како теперь свойство можно применить Распределительное свойство умножения относительно сложения.