6.4.Управляемая реакция деления ядер

Ядерная реакция, в которой частицы, вызвавшие реакцию, образуются как продукты реакции – называется цепной реакцией деления.

Д ля практического осуществления управляемой реакции деления ядер необходимо, чтобы эти ядра были достаточно устойчивы в смысле самопроизвольного радиоактивного распада, т.е. чтобы их период полураспада был достаточно большим. Вместе с тем энергия активами таких ядер (минимальная энергия, необходимая, чтобы вызвать деление ядра) должна быть не слишком большой, чтобы носителями ее могли служить нейтроны, образовавшиеся при делении ядер.

Нужным условиям удовлетворяют ядра:

Делящиеся ядра выбрасывают два-три нейтрона, эти нейтроны и могут быть использованы для проведения цепной реакции. Схема цепной реакции изображена на рис.6.3. Рассматривается объем ядерного горючего V.

1 - первое разделившееся ядро;

2 - ядра второго;

3 - третьего и т.д. поколений. Пути нейтронов показаны тонкими линиями.

Обозначим через N общее число нейтронов, в объеме V к моменту времени t (число нейтронов в данном поколении).

- среднее время от возникновения нового нейтрона до его поглощения следующим делящимся ядром (среднее время жизни одного поколения).

Если f - есть число вновь образующихся ответвлений на каждом ядре, то

f - число новых нейтронов, возникающих в объеме V за единицу времени. Обозначим через ту часть вновь образующихся нейтронов, которая поглощается неделящимися ядрами примесей, имеющихся в ядерном горючем или специально добавляемыми в него, а также ядрами накапливающихся продуктов деления.

Число нейтронов, затрачиваемых на эти процессы обрыва цепей за единицу времени: .

Часть нейтронов может выйти через поверхность S, ограничивающую объем V, наружу. Число теряемых за счет этого нейтронов пропорционально общему числу нейтронов N , скорости вылета v и обратно пропорционально линейным размерам объема, занимаемого ядерным горючим L:

v · .

У равнение баланса нейтронов:

(6.2)

Характер протекания реакции зависит от знака и величины множителя К.

Интегрирование уравнения (6.2) дает:

(6.3)

При К < 0 число нейтронов, первоначально находившихся в объеме, непрерывно уменьшается, и цепная реакция будет затухать (рис.6.4, кривая 1)

Кривые 2 и 3 соответствуют значениям К>0 и К = 0.

6.5. Использование ядерных превращений

6.5.1.Ядерная энергетика

Продукты деления ядер обладают кинетической энергией . Так, при делении ядра урана-238 на две равные доли, выделяющаяся энергия составляет примерно 240 Мэв.

Ядерным реактором называется устройство, в котором осуществляется управляемая ядерная реакция, сопровождающаяся выделением энергии. Первый ядерный реактор построен в 1942 году в США под руководством итальянского физика Э. Ферми. (1901-1954). В Европе первый ядерный реактор создан в 1946 году советскими физиками под руководством И. В. Курчатова (1903-1960).

Применение ядерной энергии для преобразования её в электрическую впервые было осуществлено в нашей стране в 1954 г (Обнинская АЭС мощностью 5 МВт)

Основная проблема ядерной энергетики заключается в создании условий для поддержания на постоянном уровне реакции деления ядер, т.е. условия К = 0. Практически управлять реакцией удается лишь в том случае, если комплекс технических решений позволяет величину К менять достаточно медленно и плавно. Такая управляемая цепная реакция осуществляется в различного типа ядерных реакторах.

Т.к. ,

то условие К = 0 выполняется при

При использовании какого-либо ядерного горючего управление реакцией осуществляется в основном через параметры: g, v и L.

Поэтому ядерный реактор на АЭС включает в себя ядерное горючее ( и др.), замедлитель нейтронов (графит, тяжелая или обычная вода), теплоноситель для вывода энергии (вода, жидкий натрий и др.) и устройство для управления скоростью реакции (вводимые в рабочее пространство реактора стержни, содержащие кадмий или бор - вещества, которые хорошо поглощают нейтроны).

Н а рис.6.5 показана упрощенная технологическая схема АЭС. Таблетки ядерного горючего уложены в трубки - тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы). Теплоноситель проходит через теплообменник (ТПК), где отдает свое тепло воде, превращая ее в пар, вращающий турбину (Т) Соединенный с турбиной электрогенератор (ЭГ) дает электрический ток. Отработанный пар попадает в конденсатор (К), превращается в воду и перекачивается обратно насосом (Н) в теплообменник. Таким образом, и теплоноситель и вода в цепи турбины совершают замкнутые циклы. Для охлаждения конденсатора используется специальный бассейн с большим запасом воды (переливной бассейн; -ПБ). /Переливным бассейном на Курской АЭС служит Курчатовское море/.

В настоящее время разработано большое количество различных моделей ядерных реакторов, которые различаются по виду ядерного топлива (естественный уран, слабообогащенный уран, чистый изотоп урана), по химическому составу ядерного топлива (U, UO₂ и т.д.), по виду теплоносителя (Н₂О, D₂O, газ, органические жидкости, расплавленный металл), по роду замедлителя (С, Н₂О, Ве, гидриды металлов).

По назначению ядерные реакторы подразделяются на: экспериментальные, исследовательские, изотопные, энергетические.

Мощность современного энергетического ядерного реактора достигает 5 млн кВт. В настоящее время в различных странах работают около 400 энергетических ядерных реакторов суммарной мощностью более 240 млн кВт, что составляет примерно 14% суммарной мощности всех используемых на Земле источников электроэнергии.