Структурата на атомния ядрен реактор. Принципът на работа на ядрен реактор

Първият ядрен реактор е построен през декември 1942 г. в САЩ под ръководството на Е. Ферми . В Европа първият ядрен реактор е пуснат в експлоатация през декември 1946 г. в Москва под ръководството на И.В. Курчатов . До 1978 г. в света вече е имало около хиляда ядрени реактора от различни типове. Компонентите на всеки ядрен реактор са: ядрос ядрено гориво, обикновено заобиколен от неутронен рефлектор, антифриз, система за управление на верижна реакция, радиационна защита, система за дистанционно управление ( ориз. един). Основната характеристика на ядрения реактор е неговата мощност. Мощност в 1 MVсъответства на верижна реакция, при която 3 10 16 събития на делене се случват в 1 сек.
Устройството на енергийните ядрени реактори.

Ядреният енергиен реактор е устройство, в което се извършва контролирана верижна реакция на ядрено делене на тежки елементи и отделената при това топлинна енергия се отстранява от охлаждащата течност. Основният елемент на ядрения реактор е активната зона. Той съдържа ядрено гориво и извършва верижна реакция на делене. Активната зона е набор от горивни елементи, съдържащи ядрено гориво, поставени по определен начин. Реакторите на топлинни неутрони използват забавител. През сърцевината се изпомпва охлаждаща течност, която охлажда горивните елементи. В някои видове реактори ролята на модератор и охлаждаща течност се изпълнява от едно и също вещество, например обикновена или тежка вода.

Схема на хомогенен реактор: 1-реакторен съд, 2-ядрена зона, 3-обемен компенсатор, 4-топлообменник, 5-изход за пара, 6-вход за захранваща вода, 7-циркулационна помпа

За управление на работата на реактора в активната зона се въвеждат контролни пръти, изработени от материали с голямо напречно сечение на абсорбция на неутрони. Активната зона на енергийните реактори е заобиколена от неутронен рефлектор - слой от забавител, за да се намали изтичането на неутрони от активната зона. Освен това, благодарение на рефлектора, плътността на неутроните и отделянето на енергия се изравняват по обема на активната зона, което дава възможност да се получи по-голяма мощност за дадените размери на зоната, да се постигне по-равномерно изгаряне на горивото, да се увеличи продължителността на реактор без зареждане с гориво и за опростяване на системата за отвеждане на топлината. Рефлекторът се нагрява от енергията на забавящите се и абсорбирани неутрони и гама кванти, така че се осигурява охлаждането му. Сърцевината, рефлекторът и другите елементи са поставени в херметически затворен корпус или корпус, обикновено заобиколен от биологична екранировка.

Ядрото на ядрения реактор съдържа ядрено гориво, протича верижна реакция на ядрено делене и се освобождава енергия. Състоянието на ядрен реактор се характеризира с ефективен коефициент Кефразмножаване на неутрони или реактивност r:

R \u003d (K ¥ - 1) / K eff. (един)

Ако K ef > 1, тогава верижната реакция нараства с времето, ядреният реактор е в свръхкритично състояние и неговата реактивност е r > 0; ако К еф< 1 , тогава реакцията се разпада, реакторът е подкритичен, r< 0; при Да се ¥ = 1, r = 0, реакторът е в критично състояние, в ход е стационарен процес и броят на деленията е постоянен във времето. За иницииране на верижна реакция по време на стартиране на ядрен реактор, източник на неутрони (смес от Ra и Be, 252 Cf и др.) обикновено се въвежда в активната зона, въпреки че това не е необходимо, тъй като спонтанно делене на уран и космически лъчидават достатъчен брой изходни неутрони за развитието на верижна реакция при K ef > 1.

Повечето ядрени реактори използват като делящ се материал 235 U. Ако активната зона, освен ядрено гориво (естествен или обогатен уран), съдържа неутронен забавител (графит, вода и други вещества, съдържащи леки ядра, вижте по-долу). Неутронна умереност), тогава основната част от деленията се случва под действието термични неутрони (термичен реактор). Ядреният реактор с термични неутрони може да използва естествен уран, който не е обогатен с 235 U (такива са били първите ядрени реактори). Ако в ядрото няма забавител, тогава основната част от деленията се причиняват от бързи неутрони с енергия x n > 10 kev (бърз реактор). Междинни неутронни реактори с енергия 1-1000 ev.

Условието на критичност Ядреният реактор има формата:

K eff \u003d K ¥ × P = 1 , (1)

където 1 - P е вероятността за излизане (изтичане) на неутрони от активната зона на ядрен реактор, Да се ¥ - коефициентът на размножаване на неутроните в активната зона с безкрайно големи размери, който се определя за термични ядрени реактори по така наречената "4-факторна формула":

Да се¥ = неджу. (2)

Тук n е средният брой вторични (бързи) неутрони, възникващи от деленето на ядрото 235 U от термични неутрони, e е коефициентът на умножение на бързите неутрони (увеличаване на броя на неутроните поради делене на ядра, главно 238 U ядра, от бързи неутрони); j е вероятността неутронът да не бъде уловен от ядрото 238 U по време на процеса на забавяне, u е вероятността топлинният неутрон да причини делене. Често се използва стойността h \u003d n / (l + a), където a е съотношението на напречното сечение на улавяне на радиация s p към напречното сечение на делене s d.

Условие (1) определя размерите на ядрения реактор. Например за ядрен реактор от естествен уран и графит n = 2.4. e » 1.03, eju » 0.44, откъдето Да се¥=1,08. Това означава, че за Да се ¥ > 1 изисква P<0,93, что соответствует (как показывает теория Ядерный реактор) размерам активной зоны Ядерный реактор ~ 5-10 м.Обемът на съвременен мощен ядрен реактор достига стотици м 3и се определя главно от възможностите за отвеждане на топлината, а не от условията на критичност. Обемът на активната зона на ядрен реактор в критично състояние се нарича критичен обем на ядрения реактор, а масата на делящия се материал се нарича критична маса. Ядреният реактор с гориво под формата на разтвори на соли на чисти делящи се изотопи във вода и с воден неутронен рефлектор имат най-малка критична маса. За 235 U тази маса е 0,8 килограма, за 239 Pu - 0,5 килограма . 251 Cf има най-малката критична маса (теоретично 10 g). Критичните параметри на графитен ядрен реактор с естествен уран: маса на урана 45 т, обем на графита 450 м 3 . За да се намали изтичането на неутрони, на ядрото се придава сферична или близка до сферична форма, например цилиндър с височина от порядъка на диаметъра или куб (най-малкото съотношение на повърхността към обема).

Стойността на n е известна за топлинните неутрони с точност 0,3% (Таблица 1). С увеличаване на енергията x n на неутрона, причинил деленето, n нараства според закона: n = n t + 0,15x n (x n в мев), където n t съответства на делене от топлинни неутрони.

Раздел. 1. - Стойности n и h) за термични неутрони (по данни за 1977 г.)

Стойността на (e-1) обикновено е само няколко %; въпреки това ролята на размножаването на бързи неутрони е значителна, тъй като за големи ядрени реактори ( Да се ¥ - 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).

Максималната възможна стойност на J се постига в ядрен реактор, който съдържа само делящи се ядра. Силовите ядрени реактори използват слабо обогатен уран (концентрация 235 U ~ 3-5%), а ядрата от 238 U поглъщат значителна част от неутроните. По този начин, за естествена смес от уранови изотопи, максималната стойност на nJ = 1.32. Абсорбцията на неутрони в забавителя и конструктивните материали обикновено не надвишава 5-20% от поглъщането от всички изотопи на ядреното гориво. От модераторите тежката вода има най-ниско поглъщане на неутрони, а на структурните материали - Al и Zr.

Вероятността за резонансно улавяне на неутрони от 238 U ядра по време на забавяне (1-j) е значително намалена в хетерогенни ядрени реактори.Намалението (1 - j) се дължи на факта, че броят на неутроните с енергия близка до резонансната рязко намалява вътре в горивния блок и в резонансното поглъщане участва само външният слой на блока. Хетерогенна структура Ядреният реактор прави възможно извършването на верижен процес върху естествен уран. Това намалява стойността на O, но тази загуба на реактивност е много по-малка от печалбата поради намаляването на резонансното поглъщане.

За да се изчисли термичен ядрен реактор, е необходимо да се определи спектърът на топлинните неутрони. Ако абсорбцията на неутроните е много слаба и неутронът има време да се сблъска многократно с ядрата на забавителя преди поглъщане, тогава се установява термодинамично равновесие (термализация на неутроните) между забавящата среда и неутронния газ и спектърът на топлинния неутрони е описано Разпределение на Максуел . В действителност абсорбцията на неутрони в активната зона на ядрен реактор е доста голяма. Това води до отклонение от разпределението на Максуел – средната енергия на неутроните е по-голяма от средната енергия на молекулите на средата. Процесът на термизация се влияе от движенията на ядрата, химичните връзки на атомите и др.

Изгаряне и възпроизвеждане на ядрено гориво. По време на работа на ядрен реактор съставът на горивото се променя поради натрупването на фрагменти на делене в него (виж фиг. Ядра на атомно делене) и с образование трансуранови елементи, главно Pu изотопи. Влияние на фрагментите на делене върху реактивността Ядреният реактор се нарича отравяне (за радиоактивни фрагменти) и шлаковане (за стабилни). Отравянето се дължи главно на 135 Xe, който има най-голямо напречно сечение на абсорбция на неутрони (2,6 10 6 плевня). Неговият полуживот T 1/2 = 9,2 часа, добивът на делене е 6-7%. Основната част от 135 Xe се образува в резултат на разпадането на 135 ]( Tts = 6,8 з). При отравяне Kef се променя с 1-3%. Голямото напречно сечение на абсорбция на 135 Xe и наличието на междинния изотоп 135 I водят до две важни явления: 1) повишаване на концентрацията на 135 Xe и следователно намаляване на реактивността на ядрен реактор след спиране или мощността му е намалена („йодна яма“). Това налага наличието на допълнителен запас на реактивност в регулаторните органи или прави невъзможни краткосрочни спирания и колебания на мощността. Дълбочината и продължителността на йодния кладенец зависят от неутронния поток Ф: при Ф = 5 10 13 неутрон/см 2 × секПродължителност на йодната яма ~ 30 з, а дълбочината е 2 пъти по-голяма от стационарната смяна К ефпричинено от отравяне със 135 Xe. 2) Поради отравяне могат да възникнат пространствено-времеви флуктуации на неутронния поток Ф, а оттам и на мощността Ядрени реактор Тези флуктуации възникват при Ф> 10 13 неутрони / cm 2 × сек и големи размери Ядрени реактор Периоди на трептене ~ 10 з.

Броят на различни стабилни фрагменти, възникващи от ядреното делене, е голям. Има фрагменти с големи и малки напречни сечения на абсорбция в сравнение с напречното сечение на абсорбция на делящ се изотоп. Концентрацията на първия достига насищане през първите няколко дни на работа на ядрен реактор (главно 149 Sm, което променя Keff с 1%). Концентрацията на последните и внесената от тях отрицателна реактивност нараства линейно с времето.

Образуването на трансуранови елементи в ядрен реактор става по схемите:

Тук z означава улавяне на неутрони, числото под стрелката е времето на полуразпад.

Натрупване на 239 Pu (ядрено гориво) в началото на работа Ядреният реактор се случва линейно във времето и колкото по-бързо (при фиксирано изгаряне на 235 U), толкова по-ниско е обогатяването на уран. Тогава концентрацията на 239 Pu клони към постоянна стойност, която не зависи от степента на обогатяване, а се определя от съотношението на напречните сечения на улавяне на неутрони от 238 U и 239 Pu . Характерно време на установяване на равновесната концентрация 239 Pu ~ 3/ F години (F в единици 10 13 неутрони/ см 2×сек). Изотопите 240 Pu, 241 Pu достигат равновесна концентрация само когато горивото се изгаря повторно в ядрен реактор след регенерацията на ядреното гориво.

Изгарянето на ядреното гориво се характеризира с общата енергия, отделена в ядрения реактор на 1 тгориво. За ядрен реактор, работещ на естествен уран, максималното изгаряне е ~ 10 gwt × ден/т(тежководен ядрен реактор). В ядрен реактор с ниско обогатен уран (2-3% 235 У) изгаряне ~ 20-30 GW-ден/т.В ядрен реактор с бързи неутрони - до 100 GW-ден/т.Изгаряне 1 GW-ден/тсъответства на изгарянето на 0,1% от ядреното гориво.

С изгарянето на ядреното гориво реактивността на ядрения реактор намалява (в ядрен реактор, работещ с природен уран, известно увеличение на реактивността настъпва при ниски изгаряния). Подмяната на изгорено гориво може да се извърши незабавно от цялата активна зона или постепенно по протежение на горивните пръти, така че да има горивни пръти от всички възрасти в активната зона - режим на непрекъснато зареждане (възможни са междинни опции). В първия случай ядрен реактор с прясно гориво има излишна реактивност, която трябва да бъде компенсирана. Във втория случай такава компенсация е необходима само при първоначалното пускане, преди влизане в режим на непрекъснато претоварване. Непрекъснатото зареждане с гориво позволява да се увеличи дълбочината на изгаряне, тъй като реактивността на ядрения реактор се определя от средните концентрации на делящи се нуклиди (TVELs с минимална концентрация на делящи се нуклиди се разтоварват). Таблица 2 показва състава на извлеченото ядрено гориво (в килограма) в реактор с вода под наляганемощност 3 Gwt.Цялата активна зона се разтоварва едновременно след работа на ядрения реактор за 3 годинии "откъси" 3 години(F = 3 × 10 13 неутрон / cm 2 × sec). Начален състав: 238 U - 77350, 235 U - 2630, 234 U - 20.

Раздел. 2. - Състав на разтовареното гориво, килограма

Назад напред

Внимание! Предварителният преглед на слайда е само за информационни цели и може да не представлява пълния обхват на презентацията. Ако се интересувате от тази работа, моля, изтеглете пълната версия.

Цели на урока:

• Образователни: актуализиране на съществуващите знания; продължи формирането на понятия: делене на уранови ядра, ядрена верижна реакция, условия за нейното възникване, критична маса; въвеждат нови понятия: ядрен реактор, основните елементи на ядрения реактор, конструкцията на ядрения реактор и принципа на неговото действие, управлението на ядрената реакция, класификацията на ядрените реактори и тяхното използване;
• Разработване: да продължи формирането на способност за наблюдение и изводи, както и да развива интелектуалните способности и любопитството на учениците;
• Образователни: да продължи възпитанието на отношение към физиката като експериментална наука; да възпитава съвестно отношение към работата, дисциплина, положително отношение към знанието.

Тип урок:изучаване на нов материал.

Оборудване:мултимедийна инсталация.

По време на занятията

1. Организационен момент.

момчета! Днес в урока ще повторим деленето на уранови ядра, ядрена верижна реакция, условията за нейното възникване, критичната маса, ще научим какво е ядрен реактор, основните елементи на ядрения реактор, конструкцията на ядрения реактор реактор и принципа на неговата работа, управление на ядрена реакция, класификация на ядрените реактори и тяхното използване.

2. Проверка на изучавания материал.

1. Механизъм на делене на уранови ядра.
2. Опишете механизма на ядрена верижна реакция.
3. Дайте пример за реакция на ядрено делене на урановото ядро.
4. Какво се нарича критична маса?
5. Как протича верижната реакция в урана, ако масата му е по-малка от критична, повече от критична?
6. Каква е критичната маса на уран 295, възможно ли е да се намали критичната маса?
7. Как можете да промените хода на ядрена верижна реакция?
8. Каква е целта на забавянето на бързите неутрони?
9. Какви вещества се използват като модератори?
10. Поради какви фактори може да се увеличи броят на свободните неутрони в парче уран, като по този начин се гарантира възможността за протичане на реакция в него?

3. Обяснение на нов материал.

Момчета, отговорете на този въпрос: Каква е основната част на всяка атомна електроцентрала? ( ядрен реактор)

Много добре. Така че, момчета, сега нека се спрем на този въпрос по-подробно.

Справка по история.

Игор Василиевич Курчатов е изключителен съветски физик, академик, основател и първи директор на Института по атомна енергия от 1943 до 1960 г., главен научен ръководител на атомния проблем в СССР, един от основателите на използването на ядрената енергия за мирни цели . Академик на Академията на науките на СССР (1943 г.). Първата съветска атомна бомба е изпитана през 1949 г. Четири години по-късно първата в света водородна бомба беше успешно изпитана. И през 1949 г. Игор Василиевич Курчатов започва работа по проекта за атомна електроцентрала. Атомната електроцентрала е пратеник на мирното използване на атомната енергия. Проектът е завършен успешно: на 27 юли 1954 г. нашата атомна електроцентрала става първата в света! Курчатов се зарадва и се забавлява като дете!

Определение за ядрен реактор.

Ядреният реактор е устройство, в което се осъществява и поддържа контролирана верижна реакция на делене на някои тежки ядра.

Първият ядрен реактор е построен през 1942 г. в САЩ под ръководството на Е. Ферми. В нашата страна първият реактор е построен през 1946 г. под ръководството на И. В. Курчатов.

Основните елементи на ядрения реактор са:

• ядрено гориво (уран 235, уран 238, плутоний 239);
• забавител на неутрони (тежка вода, графит и др.);
• охлаждаща течност за изхода на енергия, генерирана по време на работа на реактора (вода, течен натрий и др.);
• Контролни пръти (бор, кадмий) - силно абсорбиращи неутрони
• Защитна обвивка, която забавя радиацията (бетон с железен пълнител).

Принцип на действие ядрен реактор

Ядреното гориво е разположено в активната зона под формата на вертикални пръти, наречени горивни елементи (TVEL). Горивните пръти са предназначени да контролират мощността на реактора.

Масата на всеки горивен прът е много по-малка от критичната маса, така че верижна реакция не може да възникне в един прът. Започва след потапяне в активната зона на всички уранови пръти.

Активната зона е заобиколена от слой от вещество, което отразява неутроните (рефлектор) и защитна обвивка от бетон, която улавя неутрони и други частици.

Отвеждане на топлината от горивните клетки. Охлаждащата течност - водата измива пръта, нагрята до 300 ° C при високо налягане, влиза в топлообменниците.

Ролята на топлообменника - вода, загрята до 300 ° C, отдава топлина на обикновената вода, превръща се в пара.

Контрол на ядрена реакция

Реакторът се управлява от пръти, съдържащи кадмий или бор. При изпънати прътове от активната зона на реактора, K > 1, и при напълно прибрани прътове, K< 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 бавни неутрони.

Най-ефективното делене на ядрата на уран-235 става под действието на бавни неутрони. Такива реактори се наричат ​​реактори с бавни неутрони. Вторичните неутрони, получени при реакцията на делене, са бързи. За да бъде най-ефективно тяхното последващо взаимодействие с ядрата на уран-235 във верижна реакция, те се забавят чрез въвеждане на забавител в ядрото – вещество, което намалява кинетичната енергия на неутроните.

Реактор с бързи неутрони.

Реакторите с бързи неутрони не могат да работят с естествен уран. Реакцията може да се поддържа само в обогатена смес, съдържаща най-малко 15% от урановия изотоп. Предимството на реакторите с бързи неутрони е, че по време на тяхната работа се образува значително количество плутоний, който след това може да се използва като ядрено гориво.

Хомогенни и хетерогенни реактори.

Ядрените реактори, в зависимост от взаимното разположение на горивото и забавителя, се делят на хомогенни и хетерогенни. В хомогенен реактор ядрото е хомогенна маса от гориво, забавител и охлаждаща течност под формата на разтвор, смес или стопилка. Реакторът се нарича хетерогенен, при който горивото под формата на блокове или горивни каси се поставя в модератора, образувайки в него правилна геометрична решетка.

Преобразуване на вътрешната енергия на атомните ядра в електрическа енергия.

Ядреният реактор е основният елемент на атомна електроцентрала (АЕЦ), който преобразува топлинната ядрена енергия в електрическа енергия. Преобразуването на енергия се извършва по следната схема:

• вътрешна енергия на урановите ядра -
• кинетична енергия на неутрони и фрагменти от ядра -
• вътрешна енергия на водата -
• парна вътрешна енергия -
• кинетична енергия на парата -
• кинетична енергия на ротора на турбината и ротора на генератора -
• Електрическа енергия.

Използване на ядрени реактори.

В зависимост от предназначението ядрените реактори биват енергийни, преобразуватели и размножители, изследователски и многоцелеви, транспортни и промишлени.

Ядрените енергийни реактори се използват за генериране на електроенергия в атомни електроцентрали, в корабни електроцентрали, ядрени комбинирани топлоенергийни централи, както и в ядрени топлоснабдителни станции.

Реакторите, предназначени да произвеждат вторично ядрено гориво от естествен уран и торий, се наричат ​​конвертори или размножители. В реактора-конвертора вторичното ядрено гориво се образува по-малко от първоначално изразходваното.

В реактора-размножител се извършва разширено възпроизвеждане на ядрено гориво, т.е. оказва се повече от изразходваното.

Изследователските реактори се използват за изследване на процесите на взаимодействие на неутроните с материята, изследване на поведението на реакторните материали в интензивни полета на неутронно и гама лъчение, радиохимични и биологични изследвания, производство на изотопи и експериментални изследвания във физиката на ядрените реактори.

Реакторите имат различна мощност, стационарен или импулсен режим на работа. Многоцелевите реактори са реактори, които служат за множество цели, като производство на електроенергия и производство на ядрено гориво.

Екологични бедствия в атомните електроцентрали

• 1957 г. - злополука в Обединеното кралство
• 1966 г. - Частично стопяване на активната зона след отказ в охлаждането на реактора близо до Детройт.
• 1971 г. - Много замърсена вода влиза в реката в САЩ
• 1979 г. - най-големият инцидент в САЩ
• 1982 г. - изпускане на радиоактивна пара в атмосферата
• 1983 г. - ужасна авария в Канада (радиоактивна вода изтича за 20 минути - тон в минута)
• 1986 г. - злополука в Обединеното кралство
• 1986 г. - злополука в Германия
• 1986 г. - АЕЦ в Чернобил
• 1988 г. - пожар в атомна електроцентрала в Япония

Съвременните атомни електроцентрали са оборудвани с компютър, а по-рано, дори след авария, реакторите продължиха да работят, тъй като нямаше система за автоматично изключване.

4. Фиксиране на материала.

1. Какво е ядрен реактор?
2. Какво е ядрено гориво в реактор?
3. Кое вещество служи като забавител на неутрони в ядрен реактор?
4. Каква е целта на неутронния модератор?
5. За какво са контролните пръти? Как се използват?
6. Какво се използва като охлаждаща течност в ядрените реактори?
7. Защо е необходимо масата на всеки уранов прът да е по-малка от критичната маса?

5. Изпълнение на теста.

1. Какви частици участват в деленето на урановите ядра?
   А. протони;
   Б. неутрони;
   Б. електрони;
   G. хелиеви ядра.
2. Каква маса уран е критична?
   А. най-голямата, при която е възможна верижна реакция;
   Б. всякаква маса;
   V. най-малката, при която е възможна верижна реакция;
   Г. масата, при която реакцията ще спре.
3. Каква е приблизителната критична маса на уран 235?
   А. 9 кг;
   Б. 20 кг;
   Б. 50 кг;
   Г. 90 кг.
4. Кои от следните вещества могат да се използват в ядрени реактори като забавители на неутрони?
   А. графит;
   Б. кадмий;
   Б. тежка вода;
   Г. бор.
5. За да възникне ядрена верижна реакция в атомна електроцентрала, е необходимо коефициентът на неутронно размножаване да бъде:
   А. е равно на 1;
   Б. повече от 1;
   V. по-малко от 1.
6. Регулирането на скоростта на делене на ядрата на тежки атоми в ядрени реактори се извършва:
   А. поради поглъщане на неутрони при спускане на прътите с абсорбатор;
   Б. поради увеличаване на отделянето на топлина с увеличаване на скоростта на охлаждащата течност;
   Б. чрез увеличаване на доставката на електрическа енергия на потребителите;
   G. чрез намаляване на масата на ядреното гориво в активната зона при отстраняване на горивните пръти.
7. Какви енергийни трансформации се извършват в ядрен реактор?
   А. вътрешната енергия на атомните ядра се превръща в светлинна енергия;
   Б. вътрешната енергия на атомните ядра се превръща в механична енергия;
   Б. вътрешната енергия на атомните ядра се превръща в електрическа енергия;
   Ж. сред отговорите няма верен отговор.
8. През 1946 г. е построен първият ядрен реактор в Съветския съюз. Кой беше ръководителят на този проект?
   А. С. Королев;
   Б. И. Курчатов;
   В. Д. Сахаров;
   Г. А. Прохоров.
9. Какъв начин смятате за най-подходящ за повишаване на надеждността на атомните електроцентрали и предотвратяване на замърсяване на външната среда?
   А. разработване на реактори, способни автоматично да охлаждат активната зона на реактора, независимо от волята на оператора;
   Б. повишаване на грамотността при експлоатация на АЕЦ, нивото на професионална подготовка на операторите на АЕЦ;
   Б. разработване на високоефективни технологии за демонтаж на атомни електроцентрали и преработка на радиоактивни отпадъци;
   Г. местоположението на реакторите дълбоко под земята;
   Д. отказ за изграждане и експлоатация на атомни електроцентрали.
10. Какви източници на замърсяване на околната среда са свързани с работата на атомните електроцентрали?
    А. уранова промишленост;
    Б. различни видове ядрени реактори;
    Б. радиохимическа промишленост;
    Г. места за преработка и погребване на радиоактивни отпадъци;
    Д. използване на радионуклиди в националната икономика;
    E. ядрени експлозии.

Отговори: 1 B; 2 V; 3 V; 4 А, В; 5 А; 6 А; 7 V;. 8 B; 9 B. V; 10 A, B, C, D, F.

6. Резултатите от урока.

Какво ново научихте на урока днес?

Какво ви хареса в урока?

Какви са въпросите?

БЛАГОДАРЯ ВИ ЗА РАБОТАТА В УРОКА!

Верижната реакция на делене винаги е придружена от освобождаване на енергия с огромна величина. Практическото използване на тази енергия е основната задача на ядрения реактор.

Ядреният реактор е устройство, в което протича контролирана или контролирана реакция на ядрено делене.

Според принципа на действие ядрените реактори са разделени на две групи: реактори с термични неутрони и реактори с бързи неутрони.

Как работи ядрен реактор с термични неутрони?

Типичният ядрен реактор има:

• Ядро и модератор;
• Неутронен рефлектор;
• Антифриз;
• Система за управление на верижна реакция, аварийна защита;
• Система за контрол и радиационна защита;
• Система за дистанционно управление.

1 - активна зона; 2 - рефлектор; 3 - защита; 4 - управляващи пръти; 5 - охлаждаща течност; 6 - помпи; 7 - топлообменник; 8 - турбина; 9 - генератор; 10 - кондензатор.

Ядро и модератор

Именно в ядрото се осъществява контролираната верижна реакция на делене.

Повечето ядрени реактори работят с тежки изотопи на уран-235. Но в естествените проби от уранова руда съдържанието му е само 0,72%. Тази концентрация не е достатъчна, за да се развие верижна реакция. Следователно рудата се обогатява изкуствено, като съдържанието на този изотоп се довежда до 3%.

Ядреният материал или ядреното гориво под формата на пелети се поставя в херметически затворени пръти, наречени TVEL (горивни елементи). Те проникват в цялата активна зона, изпълнена с модераторнеутрони.

Защо е необходим модератор на неутрони в ядрен реактор?

Факт е, че неутроните, родени след разпадането на ядрата на уран-235, имат много висока скорост. Вероятността за тяхното улавяне от други уранови ядра е стотици пъти по-малка от вероятността за улавяне на бавни неутрони. И ако не намалите скоростта им, ядрената реакция може да избледнее с времето. Модераторът решава проблема за намаляване на скоростта на неутроните. Ако вода или графит бъдат поставени на пътя на бързите неутрони, тяхната скорост може да бъде изкуствено намалена и по този начин броят на уловените от атомите частици може да се увеличи. В същото време е необходимо по-малко количество ядрено гориво за верижна реакция в реактор.

В резултат на процеса на забавяне, термични неутрони, чиято скорост е практически равна на скоростта на топлинно движение на газовите молекули при стайна температура.

Като модератор в ядрените реактори се използват вода, тежка вода (деутериев оксид D 2 O), берилий и графит. Но най-добрият модератор е тежката вода D 2 O.

Неутронен рефлектор

За да се избегне изтичането на неутрони в околната среда, ядрото на ядрения реактор е заобиколено от неутронен рефлектор. Като материал за рефлектори често се използват същите вещества като в модераторите.

антифриз

Топлината, отделена по време на ядрена реакция, се отстранява с помощта на охлаждаща течност. Като охлаждаща течност в ядрените реактори често се използва обикновена естествена вода, предварително пречистена от различни примеси и газове. Но тъй като водата кипи вече при температура от 100 0 C и налягане от 1 атм, за да се увеличи точката на кипене, налягането в първичния кръг на охлаждащата течност се увеличава. Водата от първи контур, циркулираща през активната зона на реактора, измива горивните пръти, докато се нагрява до температура от 320 0 С. По-нататък вътре в топлообменника тя отдава топлина на водата от втория кръг. Обменът преминава през топлообменните тръби, така че няма контакт с водата от вторичния кръг. Това изключва проникването на радиоактивни вещества във втория кръг на топлообменника.

И тогава всичко се случва като в ТЕЦ. Водата във втория кръг се превръща в пара. Парата върти турбина, която задвижва електрически генератор, който произвежда електричество.

В реакторите с тежка вода охлаждащата течност е тежка вода D 2 O, а в реакторите с течни метални охлаждащи течности е разтопен метал.

Система за контрол на верижната реакция

Текущото състояние на реактора се характеризира с количество, наречено реактивност.

ρ = ( k-1)/ к ,

k = n i / n i -1 ,

където к е коефициентът на умножение на неутроните,

n i е броят на неутроните от следващото поколение в реакция на ядрено делене,

n i -1 , е броят на неутроните от предишното поколение в същата реакция.

Ако k ˃ 1 , верижната реакция се натрупва, системата се нарича свръхкритичнити Ако к< 1 , верижната реакция се разпада и системата се нарича подкритични. В k = 1 реакторът е вътре стабилно критично състояние, тъй като броят на делящите се ядра не се променя. В това състояние реактивност ρ = 0 .

Критичното състояние на реактора (необходимият коефициент на умножение на неутроните в ядрен реактор) се поддържа чрез преместване контролни пръти. Материалът, от който са направени, включва вещества, които абсорбират неутрони. Натискането или натискането на тези пръчки в ядрото контролира скоростта на реакцията на ядрено делене.

Системата за управление осигурява управление на реактора по време на неговото пускане, планирано спиране, работа на мощност, както и аварийна защита на ядрения реактор. Това се постига чрез промяна на позицията на управляващите пръти.

Ако някой от параметрите на реактора (температура, налягане, скорост на въртене на мощността, разход на гориво и др.) се отклони от нормата и това може да доведе до авария, специални аварийни прътии има бързо спиране на ядрената реакция.

За да се гарантира, че параметрите на реактора отговарят на стандартите, наблюдавайте системи за мониторинг и радиационна защита.

За да се предпази околната среда от радиоактивно излъчване, реакторът е поставен в дебел бетонен корпус.

Системи за дистанционно управление

Всички сигнали за състоянието на ядрения реактор (температура на охлаждащата течност, ниво на радиация в различни части на реактора и т.н.) се изпращат до контролния панел на реактора и се обработват в компютърни системи. Операторът получава цялата необходима информация и препоръки за отстраняване на определени отклонения.

Реактори с бързи неутрони

Разликата между този тип реактори и реактори с термични неутрони е, че бързите неутрони, които възникват след разпадането на уран-235, не се забавят, а се абсорбират от уран-238 с последващото му превръщане в плутоний-239. Поради това реактори с бързи неутрони се използват за производство на оръжеен плутоний-239 и топлинна енергия, която се преобразува в електрическа енергия от генератори на атомни електроцентрали.

Ядреното гориво в такива реактори е уран-238, а суровината е уран-235.

В естествената уранова руда 99,2745% е уран-238. Когато топлинният неутрон се абсорбира, той не се разделя, а се превръща в изотоп на уран-239.

Известно време след β-разпада, уран-239 се превръща в ядрото на нептуний-239:

239 92 U → 239 93 Np + 0 -1 e

След втория β-разпад се образува делящ се плутоний-239:

239 9 3 Np → 239 94 Pu + 0 -1 e

И накрая, след алфа разпадането на ядрото на плутоний-239, се получава уран-235:

239 94 Pu → 235 92 U + 4 2 He

В активната зона на реактора са разположени горивни елементи със суровини (обогатен уран-235). Тази зона е заобиколена от зона за размножаване, която представлява горивни пръти с гориво (обеднен уран-238). Бързите неутрони, излъчени от ядрото след разпадането на уран-235, се улавят от ядрата на уран-238. Резултатът е плутоний-239. Така се произвежда ново ядрено гориво в реактори на бързи неутрони.

Течните метали или техните смеси се използват като охладители в ядрени реактори с бързи неутрони.

Класификация и приложение на ядрените реактори

Ядрените реактори се използват главно в атомните електроцентрали. С тяхна помощ се получава електрическа и топлинна енергия в индустриален мащаб. Такива реактори се наричат енергия .

Ядрените реактори се използват широко в задвижващите системи на съвременни ядрени подводници, надводни кораби и в космическите технологии. Те доставят електрическа енергия на двигателите и се наричат транспортни реактори .

За научни изследвания в областта на ядрената физика и радиационната химия се използват неутронни и гама-лъчи потоци, които се получават в активната зона изследователски реактори. Генерираната от тях енергия не надвишава 100 MW и не се използва за промишлени цели.

Мощност експериментални реактори дори по-малко. Достига стойност само от няколко kW. В тези реактори се изучават различни физически величини, чието значение е важно при проектирането на ядрените реакции.

Да се промишлени реактори включват реактори за производство на радиоактивни изотопи, използвани за медицински цели, както и в различни области на индустрията и технологиите. Реакторите за обезсоляване на морска вода също са промишлени реактори.

За обикновения човек съвременните високотехнологични устройства са толкова мистериозни и загадъчни, че е редно да им се покланяме, както древните са се покланяли на светкавиците. Училищните уроци по физика, пълни с математически изчисления, не решават проблема. Но е интересно да се разкаже дори за ядрен реактор, чийто принцип на действие е ясен дори за тийнейджър.

Как работи ядрен реактор?

Принципът на работа на това високотехнологично устройство е както следва:

1. Когато неутронът се абсорбира, ядреното гориво (най-често това уран-235или плутоний-239) настъпва разделянето на атомното ядро;
2. Освобождават се кинетична енергия, гама лъчение и свободни неутрони;
3. Кинетичната енергия се превръща в топлинна енергия (когато ядрата се сблъскват с околните атоми), гама-лъчението се абсорбира от самия реактор и също се превръща в топлина;
4. Част от генерираните неутрони се абсорбират от атомите на горивото, което предизвиква верижна реакция. За управлението му се използват неутронни абсорбатори и забавители;
5. С помощта на охлаждаща течност (вода, газ или течен натрий) топлината се отстранява от мястото на реакцията;
6. Пара под налягане от нагрята вода се използва за задвижване на парни турбини;
7. С помощта на генератор механичната енергия на въртенето на турбините се превръща в променлив електрически ток.

Подходи към класификацията

Може да има много причини за типологията на реакторите:

• По вид ядрена реакция. Деление (всички търговски инсталации) или синтез (термоядрена енергия, е широко разпространено само в някои изследователски институти);
• Чрез охлаждаща течност. В по-голямата част от случаите за тази цел се използва вода (вряща или тежка). Понякога се използват алтернативни разтвори: течен метал (натрий, оловно-бисмутова сплав, живак), газ (хелий, въглероден диоксид или азот), разтопена сол (флуоридни соли);
• По поколение.Първият е ранните прототипи, които нямаха никакъв търговски смисъл. Втората е по-голямата част от използваните в момента атомни електроцентрали, построени преди 1996 г. Третото поколение се различава от предишното само с малки подобрения. Работата по четвъртото поколение все още е в ход;
• Според агрегатното състояниегориво (газът все още съществува само на хартия);
• По цел на употреба(за производство на електричество, стартиране на двигателя, производство на водород, обезсоляване, трансмутация на елементи, получаване на невронна радиация, теоретични и изследователски цели).

Устройство за ядрен реактор

Основните компоненти на реакторите в повечето електроцентрали са:

1. Ядрено гориво - вещество, което е необходимо за производството на топлина за силови турбини (обикновено нискообогатен уран);
2. Активната зона на ядрения реактор – тук протича ядрената реакция;
3. Неутронен забавител - намалява скоростта на бързите неутрони, превръщайки ги в топлинни неутрони;
4. Стартов източник на неутрони – използва се за надеждно и стабилно стартиране на ядрена реакция;
5. Неутронен абсорбер - наличен в някои електроцентрали за намаляване на високата реактивност на прясното гориво;
6. Неутронна гаубица – използва се за повторно иницииране на реакция след изключване;
7. Охлаждаща течност (пречистена вода);
8. Контролни пръти - за контрол на скоростта на делене на ядра на уран или плутоний;
9. Водна помпа - изпомпва вода към парния котел;
10. Парна турбина - преобразува топлинната енергия на парата в ротационна механична енергия;
11. Охладителна кула - устройство за отвеждане на излишната топлина в атмосферата;
12. Система за приемане и съхранение на радиоактивни отпадъци;
13. Системи за безопасност (аварийни дизел генератори, устройства за аварийно охлаждане на активната зона).

Как работят най-новите модели

Най-новото 4-то поколение реактори ще бъде достъпно за търговска експлоатация не по-рано от 2030 г. В момента принципът и подредбата на тяхната работа са на етап разработка. По актуални данни тези модификации ще се различават от съществуващите модели в такива Ползи:

• Система за бързо охлаждане на газ. Предполага се, че като охлаждаща течност ще се използва хелий. Съгласно проектната документация по този начин могат да се охлаждат реактори с температура 850 °C. За работа при такива високи температури са необходими и специфични суровини: композитни керамични материали и актинидни съединения;
• Като първична охлаждаща течност е възможно да се използва олово или оловно-бисмутова сплав. Тези материали имат ниска абсорбция на неутрони и относително ниска точка на топене;
• Също така, смес от разтопени соли може да се използва като основна охлаждаща течност. По този начин ще бъде възможно да се работи при по-високи температури от съвременните аналози с водно охлаждане.

Естествени аналози в природата

Ядреният реактор се възприема в общественото съзнание единствено като продукт на високите технологии. Въпреки това, всъщност първият устройството е от естествен произход. Открит е в района на Окло, в централноафриканския щат Габон:

• Реакторът се е образувал поради наводняването на уранови скали от подпочвените води. Те действаха като модератори на неутрони;
• Топлинната енергия, отделена при разпадането на урана, превръща водата в пара и верижната реакция спира;
• След като температурата на охлаждащата течност падне, всичко се повтаря отново;
• Ако течността не беше изпарила и не беше спряла хода на реакцията, човечеството щеше да се изправи пред ново природно бедствие;
• Самоподдържащото се ядрено делене започва в този реактор преди около милиард и половина години. През това време бяха разпределени около 0,1 милиона вата изходна мощност;
• Такова чудо на света на Земята е единственото известно. Появата на нови е невъзможна: делът на уран-235 в естествените суровини е много по-нисък от нивото, необходимо за поддържане на верижна реакция.

Колко ядрени реактора има в Южна Корея?

Бедна на природни ресурси, но индустриализирана и пренаселена, Република Корея има остра нужда от енергия. На фона на отхвърлянето на мирния атом от Германия, тази страна има големи надежди за ограничаване на ядрените технологии:

• Предвижда се до 2035 г. делът на електроенергията, произведена от атомни електроцентрали, да достигне 60%, а общото производство - повече от 40 гигавата;
• Страната не разполага с атомни оръжия, но изследванията в областта на ядрената физика продължават. Корейски учени са разработили проекти за съвременни реактори: модулни, водородни, с течен метал и др.;
• Успехът на местните изследователи ви позволява да продавате технологии в чужбина. Очаква се в следващите 15-20 години страната да изнесе 80 такива единици;
• Но към днешна дата повечето от атомните електроцентрали са построени със съдействието на американски или френски учени;
• Броят на работещите станции е сравнително малък (само четири), но всяка от тях има значителен брой реактори - общо 40 и тази цифра ще нараства.

При бомбардиране с неутрони ядреното гориво влиза във верижна реакция, в резултат на което се генерира огромно количество топлина. Водата в системата поема тази топлина и я превръща в пара, която превръща турбините, които произвеждат електричество. Ето една проста диаграма на работата на атомен реактор, най-мощният източник на енергия на Земята.

Видео: как работят ядрените реактори

В това видео ядреният физик Владимир Чайкин ще ви разкаже как се генерира електричество в ядрените реактори, тяхната подробна структура:

Ядреният реактор работи гладко и точно. В противен случай, както знаете, ще има проблеми. Но какво става вътре? Нека се опитаме да формулираме принципа на работа на ядрен (атомен) реактор накратко, ясно, със спирания.

Всъщност там протича същият процес като при ядрена експлозия. Едва сега експлозията става много бързо, а в реактора всичко това се простира за дълго време. В крайна сметка всичко остава здраво и здраво и ние получаваме енергия. Не толкова, че всичко наоколо веднага се разби, но съвсем достатъчно, за да осигури ток на града.

как работи реакторът охладителни кули на АЕЦ
Преди да разберете как работи контролираната ядрена реакция, трябва да знаете какво е ядрена реакция като цяло.

Ядрената реакция е процес на трансформация (деляне) на атомни ядра по време на взаимодействието им с елементарни частици и гама кванти.

Ядрените реакции могат да протичат както с поглъщане, така и с освобождаване на енергия. Вторите реакции се използват в реактора.

Ядреният реактор е устройство, чиято цел е да поддържа контролирана ядрена реакция с освобождаване на енергия.

Често ядрен реактор се нарича още ядрен реактор. Имайте предвид, че тук няма фундаментална разлика, но от гледна точка на науката е по-правилно да се използва думата "ядрен". Сега има много видове ядрени реактори. Това са огромни индустриални реактори, предназначени да генерират енергия в електроцентрали, реактори за ядрени подводници, малки експериментални реактори, използвани в научни експерименти. Има дори реактори, използвани за обезсоляване на морска вода.

Историята на създаването на ядрен реактор

Първият ядрен реактор е пуснат през не толкова далечната 1942 година. Това се случи в САЩ под ръководството на Ферми. Този реактор беше наречен "Чикагската дървесина".

През 1946 г. стартира първият съветски реактор под ръководството на Курчатов. Корпусът на този реактор беше топка със седем метра в диаметър. Първите реактори нямаха охладителна система, а мощността им беше минимална. Между другото, съветският реактор имаше средна мощност от 20 вата, докато американският имаше само 1 ват. За сравнение: средната мощност на съвременните енергийни реактори е 5 гигавата. По-малко от десет години след пускането на първия реактор, първата в света индустриална атомна електроцентрала беше открита в град Обнинск.

Принципът на действие на ядрен (атомен) реактор

Всеки ядрен реактор има няколко части: активна зона с гориво и забавител, неутронен отражател, охлаждаща течност, система за управление и защита. Като гориво в реакторите най-често се използват изотопите на урана (235, 238, 233), плутония (239) и тория (232). Активната зона е бойлер, през който тече обикновена вода (охладител). Сред другите охлаждащи течности по-рядко се използват „тежка вода“ и течен графит. Ако говорим за работата на атомна електроцентрала, тогава ядрен реактор се използва за генериране на топлина. Самото електричество се генерира по същия метод, както в други видове електроцентрали - парата върти турбина, а енергията на движението се преобразува в електрическа енергия.

По-долу е дадена диаграма на работата на ядрен реактор.

схема на работа на ядрен реактор. Схема на ядрен реактор в атомна електроцентрала

Както вече казахме, при разпадането на тежко ураново ядро ​​се получават по-леки елементи и няколко неутрона. Получените неутрони се сблъскват с други ядра, което също ги кара да се разделят. В този случай броят на неутроните нараства като лавина.

Тук е необходимо да се спомене коефициента на размножаване на неутроните. Така че, ако този коефициент надвиши стойност, равна на единица, възниква ядрена експлозия. Ако стойността е по-малка от единица, има твърде малко неутрони и реакцията загасва. Но ако поддържате стойността на коефициента равна на единица, реакцията ще продължи дълго време и стабилно.

Въпросът е как да го направя? В реактора горивото е в така наречените горивни елементи (TVEL). Това са пръчки, които съдържат ядрено гориво под формата на малки пелети. Горивните пръти са свързани в шестоъгълни касети, от които в реактора може да има стотици. Касетите с горивни пръти са разположени вертикално, докато всеки горивен прът има система, която ви позволява да регулирате дълбочината на неговото потапяне в сърцевината. В допълнение към самите касети, сред тях има контролни и аварийни защитни пръти. Пръчките са изработени от материал, който абсорбира добре неутроните. По този начин контролните пръти могат да бъдат спуснати на различни дълбочини в активната зона, като по този начин се регулира коефициента на умножение на неутроните. Аварийните пръти са предназначени да изключат реактора в случай на авария.

Как се стартира ядрен реактор?

Разбрахме самия принцип на работа, но как да стартираме и да накараме реактора да функционира? Грубо казано, ето го - парче уран, но в края на краищата верижна реакция не започва в него от само себе си. Факт е, че в ядрената физика съществува понятието критична маса.

Ядрено гориво Ядрено гориво

Критичната маса е масата на делящия се материал, необходима за започване на ядрена верижна реакция.

С помощта на горивни елементи и управляващи пръти в реактора първо се създава критична маса ядрено гориво, а след това реакторът се довежда до оптимално ниво на мощност на няколко етапа.

Ще ви хареса: Математически трикове за хуманитарни науки и студенти, които не са хора (Част 1)
В тази статия се опитахме да ви дадем обща представа за структурата и принципа на действие на ядрен (атомен) реактор. Ако все още имате въпроси по темата или университетът е задал проблем по ядрена физика - моля свържете се със специалистите на нашата компания. Ние, както обикновено, сме готови да ви помогнем да разрешите всеки належащ проблем на вашето обучение. Междувременно правим това, вниманието ви е поредното образователно видео!

блог/kak-rabotaet-yadernyj-reaktor/