Строение атома ядерный реактор. Принцип работы ядерного реактора

Первый Ядерный реактор построен в декабре 1942 в США под руководством Э. Ферми . В Европе первый Ядерный реактор пущен в декабре 1946 в Москве под руководством И. В. Курчатова . К 1978 в мире работало уже около тысячи Ядерный реактор различных типов. Составными частями любого Ядерный реактор являются: активная зона с ядерным топливом , обычно окруженная отражателем нейтронов, теплоноситель , система регулирования цепной реакции, радиационная защита, система дистанционного управления (рис. 1 ). Основной характеристикой Ядерный реактор является его мощность. Мощность в 1 Мв соответствует цепной реакции, в которой происходит 3·10 16 актов деления в 1 сек.
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.

Схема гомогенного реактора: 1-корпус реактора, 2-активная зона, 3 компенсатор объема, 4-теплообменник, 5-выход пара, 6-вход питательной воды, 7-циркуляционный насос

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.

В активной зоне Ядерный реактор находится ядерное топливо, протекает цепная реакция ядерного деления и выделяется энергия. Состояние Ядерный реактор характеризуется эффективным коэффициентом Кэф размножения нейтронов или реактивностью r:

R = (К ¥ - 1)/К эф. (1)

Если К эф > 1, то цепная реакция нарастает во времени, Ядерный реактор находится в надкритичном состоянии и его реактивность r > 0; если К эф < 1 , то реакция затухает, реактор - подкритичен, r < 0; при К ¥ = 1, r = 0 реактор находится в критическом состоянии, идёт стационарный процесс и число делений постоянно во времени. Для инициирования цепной реакции при пуске Ядерный реактор в активную зону обычно вносят источник нейтронов (смесь Ra и Be, 252 Cf и др.), хотя это и не обязательно, т. к. спонтанное деление ядер урана и космические лучи дают достаточное число начальных нейтронов для развития цепной реакции при К эф > 1.

В качестве делящегося вещества в большинстве Ядерный реактор применяют 235 U. Если активная зона, кроме ядерного топлива (природный или обогащенный уран), содержит замедлитель нейтронов (графит, вода и другие вещества, содержащие лёгкие ядра, см. Замедление нейтронов ), то основная часть делений происходит под действием тепловых нейтронов (тепловой реактор ). В Ядерный реактор на тепловых нейтронах может быть использован природный уран, не обогащенный 235 U (такими были первые Ядерный реактор). Если замедлителя в активной зоне нет, то основная часть делений вызывается быстрыми нейтронами с энергией x n > 10 кэв (быстрый реактор ). Возможны также реакторы на промежуточных нейтронах с энергией 1-1000 эв.

Условие критичности Ядерный реактор имеет вид:

К эф = К ¥ × Р = 1 , (1)

Где 1 - Р - вероятность выхода (утечки) нейтронов из активной зоны Ядерный реактор, К ¥ - коэффициент размножения нейтронов в активной зоне бесконечно больших размеров, определяемый для тепловых Ядерный реактор так называемой «формулой 4 сомножителей»:

К ¥ = neju. (2)

Здесь n - среднее число вторичных (быстрых) нейтронов, возникающих при делении ядра 235 U тепловыми нейтронами, e - коэффициент размножения на быстрых нейтронах (увеличение числа нейтронов за счёт деления ядер, главным образом ядер 238 U, быстрыми нейтронами); j - вероятность того, что нейтрон не захватится ядром 238 U в процессе замедления, u - вероятность того, что тепловой нейтрон вызовет деление. Часто пользуются величиной h = n/(l + a), где a - отношение сечения радиационного захвата s р к сечению деления s д.

Условие (1) определяет размеры Ядерный реактор Например, для Ядерный реактор из естественного урана и графита n = 2,4. e » 1,03, eju » 0,44, откуда К ¥ =1,08. Это означает, что для К ¥ > 1 необходимо Р<0,93, что соответствует (как показывает теория Ядерный реактор) размерам активной зоны Ядерный реактор ~ 5-10 м. Объём современного энергетического Ядерный реактор достигает сотен м 3 и определяется главным образом возможностями теплосъёма, а не условиями критичности. Объём активной зоны Ядерный реактор в критическом состоянии называется критическим объёмом Ядерный реактор, а масса делящегося вещества - критической массой. Наименьшей критической массой обладают Ядерный реактор с топливом в виде растворов солей чистых делящихся изотопов в воде и с водяным отражателем нейтронов. Для 235 U эта масса равна 0,8 кг , для 239 Pu - 0,5 кг . Наименьшей критической массой обладает 251 Cf (теоретически 10 г). Критические параметры графитового Ядерный реактор с естественным ураном: масса урана 45 т , объём графита 450 м 3 . Для уменьшения утечки нейтронов активной зоне придают сферическую или близкую к сферической форму, например цилиндр с высотой порядка диаметра или куб (наименьшее отношение поверхности к объёму).

Величина n известна для тепловых нейтронов с точностью 0,3% (табл. 1). При увеличении энергии x n нейтрона, вызвавшего деление, n растет по закону: n = n t + 0,15x n (x n в Мэв ), где n t соответствует делению тепловыми нейтронами.

Табл. 1. - Величины n и h) для тепловых нейтронов (по данным на 1977)

Величина (e-1) обычно составляет лишь несколько %, тем не менее роль размножения на быстрых нейтронах существенна, поскольку для больших Ядерный реактор (К ¥ - 1) << 1 (графитовые Ядерный реактор с естественным ураном, в которых впервые была осуществлена цепная реакция, невозможно было бы создать, если бы не существовало деления на быстрых нейтронах).

Максимально возможное значение J достигается в Ядерный реактор, который содержит только делящиеся ядра. Энергетические Ядерный реактор используют слабо обогащенный уран (концентрация 235 U ~ 3-5%), и ядра 238 U поглощают заметную часть нейтронов. Так, для естественной смеси изотопов урана максимальное значение nJ = 1,32. Поглощение нейтронов в замедлителе и конструкционных материалах обычно не превосходит 5-20% от поглощения всеми изотопами ядерного топлива. Из замедлителей наименьшим поглощением нейтронов обладает тяжёлая вода, из конструкционных материалов - Al и Zr.

Вероятность резонансного захвата нейтронов ядрами 238 U в процессе замедления (1-j) существенно снижается в гетерогенных Ядерный реактор Уменьшение (1 - j) связано с тем, что число нейтронов с энергией, близкой к резонансной, резко уменьшается внутри блока топлива и в резонансном поглощении участвует только внешний слой блока. Гетерогенная структура Ядерный реактор позволяет осуществить цепной процесс на естественном уране. Она уменьшает величину О, однако этот проигрыш в реактивности существенно меньше, чем выигрыш из-за уменьшения резонансного поглощения.

Для расчёта тепловых Ядерный реактор необходимо определить спектр тепловых нейтронов. Если поглощение нейтронов очень слабое и нейтрон успевает много раз столкнуться с ядрами замедлителя до поглощения, то между замедляющей средой и нейтронным газом устанавливается термодинамическое равновесие (термализация нейтронов), и спектр тепловых нейтронов описывается Максвелла распределением . В действительности поглощение нейтронов в активной зоне Ядерный реактор достаточно велико. Это приводит к отклонению от распределения Максвелла - средняя энергия нейтронов больше средней энергии молекул среды. На процесс термализации влияют движения ядер, химические связи атомов и др.

Выгорание и воспроизводство ядерного топлива. В процессе работы Ядерный реактор происходит изменение состава топлива, связанное с накоплением в нём осколков деления (см. Ядра атомного деление ) и с образованием трансурановых элементов , главным образом изотопов Pu. Влияние осколков деления на реактивность Ядерный реактор называется отравлением (для радиоактивных осколков) и зашлаковыванием (для стабильных). Отравление обусловлено главным образом 135 Xe который обладает наибольшим сечением поглощения нейтронов (2,6·10 6 барн ). Период его полураспада T 1/2 = 9,2 ч, выход при делении составляет 6-7%. Основная часть 135 Xe образуется в результате распада 135 ](Тц = 6,8 ч ). При отравлении Кэф изменяется на 1-3%. Большое сечение поглощения 135 Xe и наличие промежуточного изотопа 135 I приводят к двум важным явлениям: 1) к увеличению концентрации 135 Xe и, следовательно, к уменьшению реактивности Ядерный реактор после его остановки или снижения мощности («йодная яма»). Это вынуждает иметь дополнительный запас реактивности в органах регулирования либо делает невозможным кратковременные остановки и колебания мощности. Глубина и продолжительность йодной ямы зависят от потока нейтронов Ф: при Ф = 5·10 13 нейтрон/см 2 × сек продолжительность йодной ямы ~ 30 ч , а глубина в 2 раза превосходит стационарное изменение К эф , вызванное отравлением 135 Xe. 2) Из-за отравления могут происходить пространственно-временные колебания нейтронного потока Ф, а значит - и мощности Ядерный реактор Эти колебания возникают при Ф> 10 13 нейтронов/см 2 × сек и больших размерах Ядерный реактор Периоды колебаний ~ 10 ч.

Число различных стабильных осколков, возникающих при делении ядер, велико. Различают осколки с большими и малыми сечениями поглощения по сравнению с сечением поглощения делящегося изотопа. Концентрация первых достигает насыщения в течение нескольких первых суток работы Ядерный реактор (главным образом 149 Sm, изменяющий К эф на 1%). Концентрация вторых и вносимая ими отрицательная реактивность возрастают линейно во времени.

Образование трансурановых элементов в Ядерный реактор происходит по схемам:

Здесь з означает захват нейтрона, число под стрелкой - период полураспада.

Накопление 239 Pu (ядерного горючего) в начале работы Ядерный реактор происходит линейно во времени, причём тем быстрее (при фиксированном выгорании 235 U), чем меньше обогащение урана. Затем концентрация 239 Pu стремится к постоянной величине, которая не зависит от степени обогащения, а определяется отношением сечений захвата нейтронов 238 U и 239 Pu. Характерное время установления равновесной концентрации 239 Pu ~ 3/ Ф лет (Ф в ед. 10 13 нейтронов/см 2 ×сек). Изотопы 240 Pu, 241 Pu достигают равновесной концентрации только при повторном сжигании горючего в Ядерный реактор после регенерации ядерного топлива.

Выгорание ядерного топлива характеризуют суммарной энергией, выделившейся в Ядерный реактор на 1 т топлива. Для Ядерный реактор, работающих на естественном уране, максимальное выгорание ~ 10 Гвт ×сут/т (тяжело-водные Ядерный реактор). В Ядерный реактор со слабо обогащенным ураном (2-3% 235 U ) достигается выгорание ~ 20-30 Гвт-сут/т. В Ядерный реактор на быстрых нейтронах - до 100 Гвт-сут/т. Выгорание 1 Гвт-сут/т соответствует сгоранию 0,1% ядерного топлива.

При выгорании ядерного топлива реактивность Ядерный реактор уменьшается (в Ядерный реактор на естественном уране при малых выгораниях происходит некоторый рост реактивности). Замена выгоревшего топлива может производиться сразу из всей активной зоны или постепенно по ТВЭЛ"ам так, чтобы в активной зоне находились ТВЭЛ"ы всех возрастов - режим непрерывной перегрузки (возможны промежуточные варианты). В первом случае Ядерный реактор со свежим топливом имеет избыточную реактивность, которую необходимо компенсировать. Во втором случае такая компенсация нужна только при первоначально с запуске, до выхода в режим непрерывной перегрузки. Непрерывная перегрузка позволяет увеличить глубину выгорания, поскольку реактивность Ядерный реактор определяется средними концентрациями делящихся нуклидов (выгружаются ТВЭЛ"ы с минимальной концентрацией делящихся нуклидов). В табл. 2 приведён состав извлекаемого ядерного топлива (в кг ) в водо-водяном реакторе мощностью 3 Гвт. Выгружается одновременно вся активная зона после работы Ядерный реактор в течение 3 лет и «выдержки» 3 лет (Ф = 3×10 13 нейтрон/см 2 ×сек). Начальный состав: 238 U - 77350, 235 U - 2630, 234 U - 20.

Табл. 2. - Состав выгружаемого топлива, кг

Назад Вперёд

Внимание! Предварительный просмотр слайдов используется исключительно в ознакомительных целях и может не давать представления о всех возможностях презентации. Если вас заинтересовала данная работа, пожалуйста, загрузите полную версию.

Цели урока:

• Образовательные: актуализация имеющихся знаний; продолжить формирование понятий: деление ядер урана, цепная ядерная реакция, условия её протекания, критическая масса; ввести новые понятия: ядерный реактор, основные элементы ядерного реактора, устройство ядерного реактора и принцип его действия, управление ядерной реакцией, классификация ядерных реакторов и их использование;
• Развивающие: продолжить формирование умений наблюдать и делать выводы, а также развивать интеллектуальные способности и любознательность учащихся;
• Воспитательные: продолжить воспитание отношения к физике как к экспериментальной науке; воспитывать добросовестное отношение к труду, дисциплинированность, положительное отношение к знаниям.

Тип урока: изучение нового материала.

Оборудование: мультимедийная установка.

Ход урока

1. Организационный момент.

Ребята! Сегодня на уроке мы с вами повторим деление ядер урана, цепную ядерную реакцию, условия её протекания, критическую массу, узнаем, что такое ядерный реактор, основные элементы ядерного реактора, устройство ядерного реактора и принцип его действия, управление ядерной реакцией, классификацию ядерных реакторов и их использование.

2. Проверка изученного материала.

1. Механизм деления ядер урана.
2. Расскажите о механизме протекания цепной ядерной реакции.
3. Приведите пример ядерной реакции деления ядра урана.
4. Что называется критической массой?
5. Как идет цепная реакция в уране, если его масса меньше кри­тической, больше критической?
6. Чему равна критическая масса урана 295, можно ли умень­шить критическую массу?
7. Какими способами можно изменить ход цепной ядерной ре­акции?
8. С какой целью замедляют быстрые нейтроны?
9. Какие вещества используют в качестве замедлителей?
10. За счет каких факторов можно увеличить число свободных нейтронов в куске урана, обеспечив тем самым возможность протекания в нем реакции?

3. Объяснение нового материала.

Ребята, ответьте на такой вопрос: А что является главной частью любой атомной электростанции? (ядерный реактор )

Молодцы. Итак, ребята сейчас более подробно остановимся на этом вопросе.

Историческая справка.

Игорь Васильевич Курчатов- выдающийся советский физик, академик, основатель и первый директор Института атомной энергии с 1943 г. по 1960 г., главный научный руководитель атомной проблемы в СССР, один из основоположников использования ядерной энергии в мирных целях. Академик АН СССР (1943). Испытания первой атомной советской бомбы проводились в 1949 году. Через четыре года проводились успешные испытания первой в мире водородной бомбы. А в 1949 году Игорь Васильевич Курчатов начал работу над проектом атомной электростанции. Атомная электростанция – вестник мирного использования атомной энергии. Проект был успешно закончен: 27 июля 1954 наша атомная электростанция стала первой в мире! Курчатов ликовал и веселился как ребенок!

Определение ядерного реактора.

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

Первый ядерный реактор был построен в 1942 году в США под руководством Э. Ферми. В нашей стране первый реактор был построен в 1946 году под руководством И. В. Курчатова.

Основными элементами ядерного реактора являются:

• ядерное горючее(уран 235, уран 238, плутоний 239);
• замедлитель нейтронов (тяжелая вода, графит и др.);
• теплоноситель для вывода энергии, образующейся при работе реактора (вода, жидкий натрий и др.);
• Регулирующие стержни (бор, кадмий) - сильно поглощающие нейтроны
• Защитная оболочка, задерживающая излучения (бетон с же­лезным наполнителем).

Принцип действия ядерного реактора

Ядерное топливо располагается в активной зоне в виде вертикальных стержней, называемых тепловыделяющими элементами (ТВЭЛ). ТВЭЛы предназначены для регулирования мощности реактора.

Масса каждого топливного стержня значительно меньше критической, поэтому в одном стержне цепная реакция происходить не может. Она начинается после погружения в активную зону всех урановых стержней.

Активная зона окружена слоем вещества, отражающего нейтроны (отражатель) и защитной оболочкой из бетона, задерживающего нейтроны и другие частицы.

Отвод тепла от топливных элементов. Теплоноситель- вода омывает стержень, нагретая до 300°С при высоком давлении, поступает в теплообменники.

Роль теплообменника - вода, нагретая до 300°С, отдает тепло обычной воде, превращается в пар.

Управление ядерной реакцией

Управление реактором осуществляется при помощи стержней, содержащих кадмий или бор. При выдвинутых из активной зоны реактора стержнях К > 1, а при полностью вдвинутых - К < 1. Вдвигая стержни внутрь активной зоны, можно в любой момент времени приостановить развитие цепной реакции. Управление ядерными реакторами осуществляется дистанционно с помощью ЭВМ.

Реактор на медленных нейтронах.

Наиболее эффективное деление ядер урана-235 происходит под действием медленных нейтронов. Такие реакторы называются реакторами на медленных нейтронах. Вторичные нейтроны, образующиеся в результате реакции деления, являются быстрыми. Для того чтобы их последующее взаимодействие с ядрами урана-235 в цепной реакции было наиболее эффективно, их замедляют, вводя в активную зону замедлитель - вещество, уменьшающее кинетическую энергию нейтронов.

Реактор на быстрых нейтронах.

Реакторы на быстрых нейтронах не могут работать на естественном уране. Реакцию можно поддерживать лишь в обогащенной смеси, содержащей не менее 15% изотопа урана. Преимущество реакторов на быстрых нейтронах в том, что при их работе образуется значительное количество плутония, который затем можно использовать в качестве ядерного топлива.

Гомогенные и гетерогенные реакторы.

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.

Преобразование внутренней энергии атомных ядер в электрическую энергию.

Ядерный реактор является основным элементом атомной электростанции (АЭС), преобразующей тепловую ядерную энергию в электрическую. Преобразование энергии происходит по следующей схеме:

• внутренняя энергия ядер урана -
• кинетическая энергия нейтронов и осколков ядер -
• внутренняя энергия воды -
• внутренняя энергия пара -
• кинетическая энергия пара -
• кинетическая энергия ротора турбины и ротора генератора -
• электрическая энергия.

Использование ядерных реакторов.

В зависимости от назначения ядерные реакторы бывают энергетические, конверторы и размножители, исследовательские и многоцелевые, транспортные и промышленные.

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

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 в биологических исследований, производства изотопов, экспериментального исследования физики ядерных реакторов.

Реакторы имеют различную мощность, стационарный или импульсный режим работы. Многоцелевыми называются реакторы, служащие для нескольких целей, например, для выработки энергии и получения ядерного топлива.

Экологические катастрофы на АЭС

• 1957 г. – авария в Великобритании
• 1966 г. – частичное расплавление активной зоны после выхода из строя охлаждения реактора неподалеку от Детройта.
• 1971 г. – много загрязненной воды ушло в реку США
• 1979 г. – крупнейшая авария в США
• 1982 г. – выброс радиоактивного пара в атмосферу
• 1983 г. – страшная авария в Канаде (20 минут вытекала радиоактивная вода – по тонне в минуту)
• 1986 г. – авария в Великобритании
• 1986 г. – авария в Германии
• 1986 г. – Чернобыльская АЭС
• 1988 г. – пожар на АЭС в Японии

Современные АЭС оснащены ПК, а раньше даже после аварии реакторы продолжали работать, так как не было автоматической системы отключения.

4. Закрепление материала.

1. Что называют ядерным реактором?
2. Что является ядерным горючим в реакторе?
3. Какое вещество служит замедлителем нейтронов в ядерном реакторе?
4. Каково назначение замедлителя нейтронов?
5. Для чего нужны регулирующие стержни? Как ими пользуются?
6. Что используется в качестве теплоносителя в ядерных реакторах?
7. Для чего нужно, чтобы масса каждого уранового стержня была меньше критической массы?

5. Выполнение теста.

1. Какие частицы участвуют в делении ядер урана?
   А. протоны;
   Б. нейтроны;
   В. электроны;
   Г. ядра гелия.
2. Какая масса урана является критической?
   А. наибольшая, при которой возможно протекание цепной реакции;
   Б. любая масса;
   В. наименьшая, при которой возможно протекание цепной реакции;
   Г. масса, при которой реакция прекратится.
3. Чему приблизительно равна критическая масса урана 235?
   А. 9 кг;
   Б. 20 кг;
   В. 50 кг;
   Г. 90 кг.
4. Какие вещества из перечисленных ниже могут быть использованы в ядерных реакторах в качестве замедлителей нейтронов?
   А. графит;
   Б. кадмий;
   В. тяжёлая вода;
   Г. бор.
5. Для протекания цепной ядерной реакции на АЭС нужно, чтобы коэффициент размножения нейтронов был:
   А. равен 1;
   Б. больше 1;
   В. меньше 1.
6. Регулирование скорости деления ядер тяжелых атомов в ядерных реакторах осуществляется:
   А. за счет поглощения нейтронов при опускании стержней с поглотителем;
   Б. за счет увеличения теплоотвода при увеличении скорости теплоносителя;
   В. за счет увеличения отпуска электроэнергии потребителям;
   Г. за счет уменьшения массы ядерного топлива в активной зон при вынимании стержней с топливом.
7. Какие преобразования энергии происходят в ядерном реакторе?
   А. внутренняя энергия атомных ядер превращается в световую энергию;
   Б. внутренняя энергия атомных ядер превращается в механическую энергию;
   В. внутренняя энергия атомных ядер превращается в электрическую энергию;
   Г. среди ответов нет правильного.
8. В 1946 году в Советском Союзе был построен первый ядерный реактор. Кто был руководителем этого проекта?
   А. С. Королев;
   Б. И. Курчатов;
   В. Д. Сахаров;
   Г. А. Прохоров.
9. Какой путь вы считаете самым приемлемым для повышения надежности АЭС и предотвращения заражения внешней среды?
   А. разработка реакторов, способных автоматически охладить активную зону реактора независимо от воли оператора;
   Б. повышение грамотности эксплуатации АЭС, уровня профессиональной подготовленности операторов АЭС;
   В. разработка высокоэффективных технологий демонтажа АЭС и переработки радиоактивных отходов;
   Г. расположение реакторов глубоко под землей;
   Д. отказ от строительства и эксплуатации АЭС.
10. Какие источники загрязнения окружающей среды связаны с работой АЭС?
    А. урановая промышленность;
    Б. ядерные реакторы разных типов;
    В. радиохимическая промышленность;
    Г. места переработки и захоронения радиоактивных отходов;
    Д. использование радионуклидов в народном хозяйстве;
    Е. ядерные взрывы.

Ответы : 1 Б; 2 В; 3 В; 4 А, В; 5 А; 6 А; 7 В;. 8 Б; 9 Б. В; 10 А, Б, В, Г, Е.

6. Итоги урока.

Что нового узнали сегодня на уроке?

Что понравилось на уроке?

Какие есть вопросы?

СПАСИБО ЗА РАБОТУ НА УРОКЕ!

Цепная реакция деления всегда сопровождается выделением энергии огромной величины. Практическое использование этой энергии – основная задача ядерного реактора.

Ядерный реактор – это устройство, в котором осуществляется контролируемая, или управляемая, ядерная реакция деления .

По принципу работы ядерные реакторы делят на две группы: реакторы на тепловых нейтронах и реакторы на быстрых нейтронах.

Как устроен ядерный реактор на тепловых нейтронах

В типичном ядерном реакторе имеются:

• Активная зона и замедлитель;
• Отражатель нейтронов;
• Теплоноситель;
• Система регулирования цепной реакции, аварийная защита;
• Система контроля и радиационной защиты;
• Система дистанционного управления.

1 - активная зона; 2 - отражатель; 3 - защита; 4 - регулирующие стержни; 5 - теплоноситель; 6 - насосы; 7 - теплообменник; 8 - турбина; 9 - генератор; 10 - конденсатор.

Активная зона и замедлитель

Именно в активной зоне и протекает контролируемая цепная реакция деления.

Большинство ядерных реакторов работает на тяжёлых изотопах урана-235. Но в природных образцах урановой руды его содержание составляет всего лишь 0,72%. Этой концентрации недостаточно для того, чтобы цепная реакция развивалась. Поэтому руду искусственно обогащают, доводя содержание этого изотопа до 3%.

Делящееся вещество, или ядерное топливо, в виде таблеток помещается в герметично закрытые стержни, которые называются ТВЭЛы (тепловыделяющие элементы). Они пронизывают всю активную зону, заполненную замедлителем нейтронов.

Зачем нужен замедлитель нейтронов в ядерном реакторе?

Дело в том, что рождающиеся после распада ядер урана-235 нейтроны имеют очень высокую скорость. Вероятность их захвата другими ядрами урана в сотни раз меньше вероятности захвата медленных нейтронов. И если не уменьшить их скорость, ядерная реакция может затухнуть со временем. Замедлитель и решает задачу снижения скорости нейтронов. Если на пути быстрых нейтронов разместить воду или графит, их скорость можно искусственно снизить и увеличить таким образом число захватываемых атомами частиц. При этом для цепной реакции в реакторе понадобится меньшее количество ядерного топлива.

В результате процесса замедления образуются тепловые нейтроны , скорость которых практически равна скорости теплового движения молекул газа при комнатной температуре.

В качестве замедлителя в ядерных реакторах используется вода, тяжёлая вода (оксид дейтерия D 2 O ), бериллий, графит. Но наилучшим замедлителем является тяжелая вода D 2 O.

Отражатель нейтронов

Чтобы избежать утечки нейтронов в окружающую среду, активную зону ядерного реактора окружают отражателем нейтронов . В качестве материала для отражателей часто используют те же вещества, что и в замедлителях.

Теплоноситель

Тепло, выделяющееся во время ядерной реакции, отводится с помощью теплоносителя. В качестве теплоносителя в ядерных реакторах часто используют обычную природную воду, предварительно очищенную от различных примесей и газов. Но поскольку вода закипает уже при температуре 100 0 С и давлении 1 атм, то для того чтобы повысить температуру кипения, повышают давление в первом контуре теплоносителя. Вода первого контура, циркулирующая через активную зону реактора, омывает ТВЭЛы, нагреваясь при этом до температуры 320 0 С. Далее внутри теплообменника она отдаёт тепло воде второго контура. Обмен проходит через теплообменные трубки, поэтому соприкосновения с водой второго контура не происходит. Это исключает попадание радиоактивных веществ во второй контур теплообменника.

А далее всё происходит так, как на тепловой электростанции. Вода во втором контуре превращается в пар. Пар вращает турбину, которая приводит в движение электрогенератор, который и вырабатывает электрический ток.

В тяжеловодных реакторах теплоносителем служит тяжёлая вода D 2 O, а в реакторах с жидкометаллическими теплоносителями - расплавленный металл.

Система регулирования цепной реакции

Текущее состояние реактора характеризует величина, называемая реактивностью.

ρ = ( k -1)/ k ,

k = n i / n i -1 ,

где k – коэффициент размножения нейтронов,

n i - количество нейтронов следующего поколения в ядерной реакции деления,

n i -1 , - количество нейтронов предыдущего поколения в этой же реакции.

Если k ˃ 1 , цепная реакция нарастает, система называется надкритическо й. Если k < 1 , цепная реакция затухает, а система называется подкритической . При k = 1 реактор находится в стабильном критическом состоянии , так как число делящихся ядер не меняется. В этом состоянии реактивность ρ = 0 .

Критическое состояние реактора (необходимый коэффициент размножения нейтронов в ядерном реакторе) поддерживается перемещением регулирующих стержней . В материал, из которого они изготовлены, входят вещества-поглотители нейтронов. Выдвигая или вдвигая эти стержни в активную зону, контролируют скорость реакции ядерного деления.

Система управления обеспечивает управление реактором при его пуске, плановой остановке, работе на мощности, а также аварийную защиту ядерного реактора. Это достигается изменением положения управляющих стержней.

Если какой-нибудь из параметров реактора (температура, давление, скорость нарастания мощности, расход топлива и др.) отклоняется от нормы, и это может привести к аварии, в центральную часть активной зоны сбрасываются специальные аварийные стержни и происходит быстрое прекращение ядерной реакции.

За тем, чтобы параметры реактора соответствовали нормам, следят системы контроля и радиационной защиты .

Для защиты окружающей среды от радиоактивного излучения реактор помещают в толстый бетонный корпус.

Системы дистанционного управления

Все сигналы о состоянии ядерного реактора (температуре теплоносителя, уровне излучения в разных частях реактора и др.) поступают на пульт управления реактора и обрабатываются в компьютерных системах. Оператор получает всю необходимую информацию и рекомендации по устранению тех или иных отклонений.

Реакторы на быстрых нейтронах

Отличие реакторов этого типа от реакторов на тепловых нейтронах в том, что быстрые нейтроны, возникающие после распада урана-235 не замедляются, а поглощаются ураном-238 с последующим превращением его в плутоний-239. Поэтому реакторы на быстрых нейтронах используют для получения оружейного плутония-239 и тепловой энергии, которую генераторы атомной станции преобразуют в электрическую энергию.

Ядерным топливом в таких реакторах служит уран-238, а сырьём уран-235.

В природной урановой руде 99,2745 % приходятся на долю урана-238. При поглощении теплового нейтрона он не делится, а становится изотопом урана-239.

Через некоторое время после β-распада уран-239 превращается в ядро нептуния-239:

239 92 U → 239 93 Np + 0 -1 e

После второго β-распада образуется делящийся плутоний-239:

239 9 3 Np → 239 94 Pu + 0 -1 e

И, наконец, после альфа-распада ядра плутония-239 получают уран-235:

239 94 Pu → 235 92 U + 4 2 He

ТВЭЛы с сырьём (обогащённым ураном-235) располагаются в активной зоне реактора. Эта зона окружена зоной воспроизводства, которая представляет собой ТВЭЛы с топливом (обедненным ураном-238). Быстрые нейтроны, вылетающие из активной зоны после распада урана-235, захватываются ядрами урана-238. В результате образуется плутоний-239. Таким образом, в реакторах на быстрых нейтронах производится новое ядерное топливо.

В качестве теплоносителей в ядерных реакторах на быстрых нейтронах применяют жидкие металлы или их смеси.

Классификация и применение ядерных реакторов

Основное применение ядерные реакторы нашли на атомных электростанциях. С их помощью получают электрическую и тепловую энергию в промышленных масштабах. Такие реакторы называют энергетическими .

Широко используются ядерные реакторы в двигательных установках современных атомных подводных лодок, надводных кораблей, в космической технике. Они снабжают электрической энергией двигатели и называются транспортными реакторами .

Для научных исследований в области ядерной физики и радиационной химии используют потоки нейтронов, гамма-квантов, которые получают в активной зоне исследовательских реакторов. Энергия, вырабатываемая ими, не превышает 100 Мвт и не используется в промышленных целях.

Мощность экспериментальных реакторов ещё меньше. Она достигает величины лишь нескольких кВт. На этих реакторах изучаются различные физические величины, значение которых важно при проектировании ядерных реакций.

К промышленным реакторам относят реакторы для получения радиоактивных изотопов, используемых для медицинских целей, а также в различных областях промышленности и техники. Реакторы для опреснения морской воды также относятся к промышленным реакторам.

Для обычного человека современные высокотехнологичные устройства настолько таинственны и загадочны, что впору им поклоняться, как древние поклонялись молнии. Школьные уроки физики, изобилующие математическими выкладками, не решают проблему. А ведь рассказать интересно можно даже про атомный реактор, принцип работы которого понятен даже подростку.

Как работает атомный реактор?

Принцип действия данного высокотехнологического устройства выглядит следующим образом:

1. При поглощении нейтрона ядерное топливо (чаще всего это уран-235 или плутоний-239 ) происходит деление атомного ядра;
2. Высвобождается кинетическая энергия, гамма-излучение и свободные нейтроны;
3. Кинетическая энергия преобразуется в тепловую (когда ядра сталкиваются с окружающими атомами), гамма-излучение поглощается самим реактором и превращается также в тепло;
4. Часть из образованных нейтронов поглощается атомами топлива, что вызывает цепную реакцию. Для управления ей используются поглотители и замедлители нейтронов;
5. С помощью теплоносителя (вода, газ или жидкий натрий) происходит отвод тепла от места прохождения реакции;
6. Находящийся под давлением пар от нагретой воды используется для приведения во вращение паровых турбин;
7. С помощью генератора механическая энергия вращения турбин преобразуется в переменный электрический ток.

Подходы к классификации

Оснований для типологии реакторов может быть множество:

• По типу ядерной реакции . Деление (все коммерческие установки) или синтез (термоядерная энергетика, имеет распространение лишь в некоторых НИИ);
• По теплоносителю . В абсолютном большинстве случаев с этой целью используется вода (кипящая или тяжелая). Иногда используются альтернативные решения: жидкий металл (натрий, свинец-висмутовый сплав, ртуть), газ (гелий, углекислый газ или азот), расплавленная соль (фторидные соли);
• По поколению. Первое - ранние прототипы, которые не имели никакого коммерческого смысла. Второе - большинство ныне используемых АЭС, которые были построены до 1996 года. Третье поколение отличается от предыдущего лишь небольшими усовершенствованиями. Работа над четвертым поколением еще ведется;
• По агрегатному состоянию топлива (газовое пока существует только на бумаге);
• По целям использования (для производства электричества, пуска двигателя, производства водорода, опреснения, трансмутации элементов, получение нейронного излучения, теоретические и следовательские цели).

Устройство атомного реактора

Основными компонентами реакторов на большинстве электростанций являются:

1. Ядерное топливо - вещество, которое необходимо для производства тепла для энергетических турбин (как правило, низкообогащенный уран);
2. Активная зона ядерного ректора - именно здесь проходит ядерная реакция;
3. Замедлитель нейтронов - снижает скорость быстрых нейтронов, превращая их в тепловые нейтроны;
4. Пусковой нейтронный источник - используется для надежного и стабильного пуска ядерной реакции;
5. Поглотитель нейтронов - имеются на некоторых электростанциях для снижения высокой реакционной способности свежего топлива;
6. Нейтронная гаубица - используется для повторного инициирования реакции после выключения;
7. Охлаждающая жидкость (очищенная вода);
8. Управляющие стержни - для регулирования скорости деления ядер урана или плутония;
9. Водный насос - перекачивает воду в паровой котел;
10. Паровая турбина - превращает тепловую энергию пара во вращательную механическую;
11. Градирня - устройство для отвода лишнего тепла в атмосферу;
12. Система приема и хранения радиоактивных отходов;
13. Системы безопасности (аварийные дизель-генераторы, устройства для аварийного охлаждения активной зоны).

Как устроены последние модели

Последнее 4-е поколение реакторов будет доступно для коммерческой эксплуатации не раньше 2030 года . В настоящее время принцип и устройство их работы находятся на этапе разработки. Согласно современным данным, эти модификации будут отличаться от существующих моделей такими преимуществами :

• Система быстрого газового охлаждения. Предполагается, что в качестве охлаждающего вещества будет использован гелий. Согласно проектной документации, таким образом можно охлаждать реакторы с температурой 850 °С. Для работы при таких высоких температурах потребуется и специфическое сырье: композитные керамические материалы и актинидные соединения;
• В качестве первичного теплоносителя возможно использование свинца или свинцово-висмутового сплава. Эти материалы имеют низкий показатель нейтронного поглощения и относительно низкую температуру плавления;
• Также в качестве основного теплоносителя может использоваться смесь из расплавленных солей. Тем самым удастся работать при более высоких температурах, чем современные аналоги с водяным охлаждением.

Естественные аналоги в природе

Ядерный реактор воспринимается в общественном сознании исключительно как продукт высоких технологий. Однако по факту первое такое устройство имеет природное происхождение . Оно было обнаружено в регионе Окло, что в центральноафриканском государстве Габон:

• Реактор был образован из-за подтопления урановых пород подземными водами. Они выступили как нейтронные замедлители;
• Тепловая энергия, выделяющаяся при распаде урана, превращает воду в пар, и цепная реакция останавливается;
• После падения температуры охлаждающей жидкости все повторяется вновь;
• Если бы жидкость не выкипала и не останавливала течение реакции, человечество бы столкнулось с новой природной катастрофой;
• Самоподдерживаемое деление ядер началось в этом реакторе около полутора миллиардов лет назад. За это время было выделено около 0,1 миллиона ватт выходной мощности;
• Подобное чудо света на Земле является единственным известным. Появление новых невозможно: доля урана-235 в природном сырье намного ниже уровня, необходимого для поддержания цепной реакции.

Сколько атомных реакторов в Южной Корее?

Бедная на природные ресурсы, но промышленно развитая и перенаселенная Республика Корея испытывает чрезвычайную потребность в энергии. На фоне отказа Германии от мирного атома эта страна возлагает большие надежды на обуздание ядерных технологий:

• Планируется, что к 2035 году доля электроэнергии, генерируемой на АЭС, достигнет 60%, а совокупное производство - более 40 гигаватт;
• Страна не имеет атомного оружия, но исследования по ядерной физике ведутся непрерывно. Корейские ученые разработали проекты современных реакторов: модульные, водородные, с жидким металлом и др.;
• Успехи местных исследователей позволяют продавать технологии за рубеж. Ожидается, что в ближайшие 15-20 лет страна экспортирует 80 таких установок;
• Но по состоянию на сегодняшний день большая часть АЭС сооружена при содействии американских или французских ученых;
• Количество действующих станций относительно невелико (только четыре), но каждая из них располагает значительным числом реакторов - в совокупности 40, причем эта цифра будет расти.

При бомбардировке нейтронами ядерное топливо приходит в цепную реакцию, в результате которой образуется огромное количество тепла. Находящаяся в системе вода забирает это тепло и превращается в пар, который вращает турбины, производящие электричество. Вот простая схема работы атомного реактора, мощнейшего источника энергии на Земле.

Видео: как работают атомные реакторы

В данном ролике физик-ядерщик Владимир Чайкин расскажет, с помощью чего врабатывается электричество в атомных реакторах, их подробное устройство:

Ядерный реактор работает слаженно и четко. Иначе, как известно, будет беда. Но что там творится внутри? Попытаемся сформулировать принцип работы ядерного (атомного) реактора кратко, четко, с остановками.

По сути, там творится тот же процесс, что и при ядерном взрыве. Только вот взрыв происходит очень быстро, а в реакторе все это растягивается на длительное время. В итоге все остается целым и невредимым, а мы получаем энергию. Не столько, чтобы все вокруг сразу разнесло, но вполне достаточную для того, чтобы обеспечить электричеством город.

как работает реакторГрадирни АЭС
Прежде чем понять, как идет управляемая ядерная реакция, нужно узнать, что такое ядерная реакция вообще.

Ядерная реакция - это процесс превращения (деления) атомных ядер при взаимодействии их с элементарными частицами и гамма-квантами.

Ядерные реакции могут проходить как с поглощением, так и с выделением энергии. В реакторе используются вторые реакции.

Ядерный реактор - это устройство, назначением которого является поддержание контролируемой ядерной реакции с выделением энергии.

Часто ядерный реактор называют еще и атомным. Отметим, что принципиальной разницы тут нет, но с точки зрения науки правильнее использовать слово «ядерный». Сейчас существует множество типов ядерных реакторов. Это огромные промышленные реакторы, предназначенные для выработки энергии на электростанциях, атомные реакторы подводных лодок, малые экспериментальные реакторы, используемые в научных опытах. Существуют даже реакторы, применяемые для опреснения морской воды.

История создания атомного реактора

Первый ядерный реактор был запущен в не таком уж и далеком 1942 году. Произошло это в США под руководством Ферми. Этот реактор назвали «Чикагской поленницей».

В 1946 году заработал первый советский реактор, запущенный под руководством Курчатова. Корпус этого реактора представлял собой шар семи метров в диаметре. Первые реакторы не имели системы охлаждения, и мощность их была минимальной. К слову, советский реактор имел среднюю мощность 20 Ватт, а американский - всего 1 Ватт. Для сравнения: средняя мощность современных энергетических реакторов составляет 5 Гигаватт. Менее чем через десять лет после запуска первого реактора была открыта первая в мире промышленная атомная электростанция в городе Обнинске.

Принцип работы ядерного (атомного) реактора

У любого ядерного реактора есть несколько частей: активная зона с топливом и замедлителем, отражатель нейтронов, теплоноситель, система управления и защиты. В качестве топлива в реакторах чаще всего используются изотопы урана (235, 238, 233), плутония (239) и тория (232). Активная зона представляет собой котел, через который протекает обычная вода (теплоноситель). Среди других теплоносителей реже используется «тяжелая вода» и жидкий графит. Если говорить про работу АЭС, то ядерный реактор используется для получения тепла. Само электричество вырабатывается тем же методом, что и на других типах электростанций — пар вращает турбину, а энергия движения преобразуется в электрическую энергию.

Приведем ниже схему работы ядерного реактора.

схема работы ядерного реактораСхема ядерного реактора на АЭС

Как мы уже говорили, при распаде тяжелого ядра урана образуются более легкие элементы и несколько нейтронов. Образовавшиеся нейтроны сталкиваются с другими ядрами, также вызывая их деление. При этом количество нейтронов растет лавинообразно.

Здесь нужно упомянуть коэффициент размножения нейтронов. Так, если этот коэффициент превышает значение, равное единице, происходит ядерный взрыв. Если значение меньше единицы, нейтронов слишком мало и реакция угасает. А вот если поддерживать значение коэффициента равным единице, реакция будет протекать долго и стабильно.

Вопрос в том, как это сделать? В реакторе топливо находится в так называемых тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах). Это стержни, в которых в виде небольших таблеток находится ядерное топливо. ТВЭЛы соединены в кассеты шестигранной формы, которых в реакторе могут быть сотни. Кассеты с ТВЭЛами располагаются вертикально, при этом каждый ТВЭЛ имеет систему, позволяющую регулировать глубину его погружения в активную зону. Помимо самих кассет среди них располагаются управляющие стержни и стержни аварийной защиты. Стержни изготовлены из материала, хорошо поглощающего нейтроны. Так, управляющие стержни могут быть опущены на различную глубину в активной зоне, тем самым регулируя коэффициент размножения нейтронов. Аварийные стержни призваны заглушить реактор в случае чрезвычайной ситуации.

Как запускают ядерный реактор?

С самим принципом работы мы разобрались, но как запустить и заставить реактор функционировать? Грубо говоря, вот он — кусок урана, но ведь цепная реакция не начинается в нем сама по себе. Дело в том, что в ядерной физике существует понятие критической массы.

Ядерное топливоЯдерное топливо

Критическая масса - это необходимая для начала цепной ядерной реакции масса делящегося вещества.

При помощи ТВЭЛов и управляющих стержней в ректоре сначала создается критическая масса ядерного топлива, а потом реактор в несколько этапов выводится на оптимальный уровень мощности.

Вам понравится: Математические штучки-фокусы для студентов-гуманитариев и не очень (Часть 1)
В данной статье мы постарались дать Вам общее представление об устройстве и принципе работы ядерного (атомного) реактора. Если у Вас остались вопросы по теме или в университете задали задачу по ядерной физике - обращайтесь к специалистам нашей компании. Мы, как обычно, готовы помочь Вам решить любой насущный вопрос по учебе. А пока мы этим занимаемся, Вашему вниманию очередное образовательное видео!

blog/kak-rabotaet-yadernyj-reaktor/