Регулирование скорости деления ядер тяжелых атомов. "мирный" атом. Определение ядерного реактора

После того, как была осуществлена неконтролируемая цепная реакция, позволившая получить гигантское количество энергии, ученые поставили задачу осуществления контролируемой цепной реакции. Суть контролируемой цепной реакции заключается в умении управлять нейтронами. Этот принцип и был успешно применен в атомных электростанциях (АЭС).

Энергия деления ядер урана используется в атомных электростанциях (АЭС). Процесс деления урана очень опасен. Поэтому ядерные реакторы окружают плотные защитные оболочки. Распространен тип реактора с водой под давлением.

Теплоносителем является вода. Холодная вода поступает в реактор под очень высоким давлением, которое препятствует ее закипанию.

Холодная вода, проходя через активную зону реактора, действует также как замедлитель - замедляет быстрые нейтроны, чтобы они ударялись о ядра урана и вызывали цепную реакцию.

Ядерное топливо (уран) находится в активной зоне в виде стержней тепловыделяющей сборки. Топливные стержни в сборке чередуются с управляющими стержнями, которые регулируют скорость деления ядер, поглощая быстрые нейтроны.

При делении высвобождается большое количество тепла. Нагретая вода покидает активную зону под давлением с температурой 300?С и поступает в энергетическую установку, в которой распложены генераторы и турбины.

Горячая вода из реактора нагревает воду второго контура до кипения. Пар направляется к лопастям турбины и вращает ее. Вращающийся вал передает энергию генератору. В генераторе механическая энергия вращения преобразуется в электрическую. Пар охлаждается и вода возвращается обратно в реактор.

В результате этих сложных процессов атомная электростанция вырабатывает электрический ток.

Как видите, расщепляемый изотоп находится в топливных стержнях, расположенных в активной зоне реактора, образуя критическую массу. Управляют ядерной реакцией при помощи управляющих стержней, изготовленных из бора или кадмия. Управляющие стержни, как и топливные, располагаются в активной зоне реактора и, подобно губке, поглощающей воду, действуют на нейтроны, поглощая их. Оператор АЭС, регулируя количество управляющих стержней в активной зоне реактора, управляет скоростью ядерного процесса: замедляет его, опуская управляющие стержни в активную зону реактора; либо ускоряет - поднимая стержни.

Казалось бы, все замечательно - атомная энергетика является неиссякаемым высокотехнологичным источником электроэнергии и за ней будущее. Так люди думали до 26 августа 1986 года. Авария на четвертом блоке Чернобыльской АЭС все перевернула с "ног на голову" - "мирный" атом оказался не таким уж и мирным, если обращаться с ним пренебрежительно.

Об этом написано достаточно много материала. Здесь будет приведена квинтэссенция (сжатая суть) катастрофы.

Основные причины аварии 4-го энергоблока ЧАЭС:

Недостаточно хорошо продуманная программа технологического эксперимента по выбегу турбогенератора;
Просчеты разработчиков ядерного реактора РБМК, где немалую роль сыграла нехватка в системе управления оперативной информации о запасе реактивности в активной зоне;
"Вольности" персонала АЭС, проводившего эксперимент, и допустившего отклонения от регламента проводимых работ.

Все это вкупе привело к катастрофе. Среди специалистов, расследовавших события в Чернобыле, ходила примерно такая формула: "операторы умудрились взорвать блок, а реактор позволил им сделать это" . Часть чернобыльской вины лежит почти на каждом - и на физиках, проводящих расчеты по упрощенным моделям, и на монтажниках, небрежно заваривающих швы, и на операторах, позволяющих себе не считаться с регламентом работ.

Анатомия чернобыльской аварии в "двух словах"

1. Было допущено снижение мощности реактора до очень малого значения (примерно 1% от номинала). Это "плохо" для реактора, т.к., тот попадает в "йодную яму" и начинается ксеноновое отравление реактора. По "нормальному" - надо было глушить реактор, но в этом случае эксперимент по выбегу турбины не был бы произведен, со всеми вытекающими отсюда административными последствиями. В итоге, персонал ЧАЭС решил поднять мощность реактора и продолжить эксперимент.

2. Из изложенного выше материала видно, что оператор АЭС может управлять скоростью ядерной реакции (мощностью реактора) путем перемещения управляющих стержней в активную зону реактора. Для поднятия мощности реактора (чтобы завершить эксперимент) из активной зоны реактора были выведены практически все управляющие стержни.

Чтобы читателю, не знакомому с "ядерными тонкостями", было понятнее - можно привести следующую аналогию с грузом, подвешенным на пружине:

Груз (вернее его положение) - это мощность реактора;
Пружина - это средство управления грузом (мощностью реактора).
В нормальном положении груз и пружина находятся в равновесии - груз на определенной высоте, а пружина растянута на некоторое значение.
При провале мощности реактора ("йодная яма") - груз пошел вниз к земле (и очень сильно пошел).
Чтобы "вытянуть" реактор, оператор "потянул за пружину" (вывел управляющие стержни; а надо было как раз наоборот - ввести все стержни и заглушить реактор, т.е., отпустить пружину, чтобы груз упал на землю). Но, система груз-пружина обладает некоторой инерцией, и некоторое время после того, как оператор стал тянуть вверх пружину, груз по-прежнему движется еще вниз. А оператор продолжает тянуть вверх.
Наконец, груз достигает нижней точки, и под действием (уже приличных) сил пружины начинает двигаться вверх - мощность реактора начинает резко возрастать. Груз все быстрее летит вверх (неконтролируемая цепная реакция с выделением огромного количества тепла), а оператор уже ничего сделать не может, чтобы погасить инерцию движения груза вверх. В результате груз бьет оператора в лоб.

Да, операторы ЧАЭС, допустившие взрыв энергоблока, заплатили самую высокую цену за свою ошибку - свою жизнь.

Почему же персонал ЧАЭС действовал именно таким образом? Одной из причин послужил тот факт, что система контроля ядерного реактора не предоставила оператору оперативной информации об опасных процессах, протекающих в реакторе.

Вот как А.С.Дятлов начинает свою книгу "Чернобыль. Как это было" :

26 апреля 1986 г. в один час двадцать три минуты сорок секунд начальник смены блока No 4 ЧАЭС Александр Акимов приказал заглушить реактор по окончании работ, проводимых перед остановом энергоблока на запланированный ремонт. Команда отдана в спокойной рабочей обстановке, система централизованного контроля не фиксирует ни одного аварийного или предупредительного сигнала об отклонении параметров реактора или обслуживающих систем. Оператор реактора Леонид Топтунов снял с кнопки АЗ колпачок, предохраняющий от случайного ошибочного нажатия, и нажал кнопку. По этому сигналу 187 стержней СУЗ реактора начали движение вниз, в активную зону. На мнемотабло загорелись лампочки подсветки, и пришли в движение стрелки указателей положения стержней. Александр Акимов, стоя вполоборота к пульту управления реактором, наблюдал это, увидел также, что "зайчики" индикаторов разбаланса АР "метнулись влево" (его выражение), как это и должно быть, что означало снижение мощности реактора, повернулся к панели безопасности, за которой наблюдал по проводимому эксперименту.
Но дальше произошло то, чего не могла предсказать и самая безудержная фантазия. После небольшого снижения мощность реактора вдруг стала увеличиваться со всё возрастающей скоростью, появились аварийные сигналы. Л. Топтунов крикнул об аварийном увеличении мощности. Но сделать что-либо было не в его силах. Всё, что он мог, сделал - удерживал кнопку АЗ, стержни СУЗ шли в активную зону. Никаких других средств в его распоряжении нет. Да и у всех других тоже. А. Акимов резко крикнул: "Глуши реактор!". Подскочил к пульту и обесточил электромагнитные муфты приводов стержней СУЗ. Действие верное, но бесполезное. Ведь логика СУЗ, то есть все её элементы логических схем, сработала правильно, стержни шли в зону. Теперь ясно - после нажатия кнопки АЗ верных действий не было, средств спасения не было. Другая логика отказала!
С коротким промежутком последовало два мощных взрыва. Стержни АЗ прекратили движение, не пройдя и половины пути. Идти им было больше некуда.
В один час двадцать три минуты сорок семь секунд реактор разрушился разгоном мощности на мгновенных нейтронах. Это крах, предельная катастрофа, которая может быть на энергетическом реакторе. Её не осмысливали, к ней не готовились, никаких технических мероприятий по локализации на блоке и станции не предусмотрено…

Т.е., за несколько секунд до катастрофы персонал даже не подозревал о приближающейся опасности! Финишем всей этой абсурдной ситуации стало нажатие аварийной кнопки, после которого и произошел взрыв - вы мчитесь на автомобиле и перед препятствием жмете на тормоз, но автомобиль еще больше ускоряется и врезается в препятствие. Справедливости ради следует сказать, что нажатие аварийной кнопки уже никак не могло повлиять на ситуацию - оно лишь на несколько мгновений ускорило неминуемый взрыв реактора, но факт остается фактом - аварийная защита взорвала реактор !

Воздействие радиации на человека

Чем же так опасны техногенные ядерные катастрофы (не говоря уже о ядерном оружии)?

Помимо высвобождения колоссального количества энергии, что приводит к большим разрушениям, ядерные реакции сопровождаются радиационным излучением и, как следствие - радиационным заражением местности.

Чем же так вредна радиация для живого организма? Не приноси она такого вреда всему живому, то об аварии на ЧАЭС все бы уже давно забыли, а атомными бомбами швырялись бы налево и направо.

Радиация разрушает клетки живого организма двумя способами:

вследствие нагрева (радиационный ожог);
вследствие ионизации клеток (лучевая болезнь).

Радиоактивные частицы и сама радиация обладают высокой кинетической энергией. Радиация порождает теплоту. Эта теплота по аналогии с солнечным ожогом вызывает радиационный ожог, разрушая ткани организма.

Принципиальная схема ядерного реактора на тепловых (медленных) нейтронах показана на рис.5.1, здесь 1 - управляющие стержни, 2 - биологическая защита, 3 - тепловая защита, 4 - замедлитель, 5 - ядерное топливо (ТВЭЛы).

При попадании нейтрона в ядро изотопа урана 235 оно делится на две части и вылетают несколько (2,5-3) новых вторичных нейтронов . Чтобы в ядерном реакторе могла поддерживаться цепная реакция, необходимо чтобы в активной зоне реактора масса ядерного горючего была не менее критической. Реактор должен содержать такое количество 235 U , чтобы в среднем хотя бы один из числа получающихся нейтронов на каждом акте деления смог бы вызвать следующий акт деления, прежде чем он покинет активную зону реактора.

Рисунок 5.1. Принципиальная схема ядерного реактора на тепловых нейтронах

Если число нейтронов будет поддерживаться постоянным, то реакция деления будет иметь стационарный характер . Чем выше стационарный уровень числа существующих нейтронов, тем больше мощность реактора. Мощность в 1 МВт соответствует цепной реакции, при которой происходит 3 10 16 делений в 1 секунду.

Если число нейтронов будет увеличиваться, то произойдёт тепловой взрыв, если уменьшаться, то реакция прекратится. Регулирование скорости течения реакции производится с помощью управляющих стержней 1.

Текущее состояние ядерного реактора можно охарактеризовать эффективным коэффициентом размножения нейтронов или реактивностью , которые связаны между собой соотношением:

Для этих величин характерны следующие значения:

· - цепная реакция нарастает во времени, реактор находится в надкритическом состоянии, его реактивность ;

· , - число делений ядер постоянно, реактор находится в стабильном критическом состоянии.

Ядерный реактор может работать с заданной мощностью в течение длительного времени только в том случае, если в начале работы он имеет запас реактивности. В процессе работы ядерного реактора из-за накопления в топливе осколков деления изменяется его изотопный и химический состав, происходит образование трансурановых элементов, главным образом Pu. Протекающие в реакторе процессы снижают возможность протекания цепной реакции деления ядер атомов.

Для поддержания и осуществления цепной реакции необходимо ограничить поглощение нейтронов материалами окружающими активную зону реактора. Этим достигается использованием таких материалов (для биологической 2 и тепловой 3 защиты), которые хотя бы частично (в идеальном случае 50%) отражали нейтроны, т.е. не поглощали их. Особое значение имеет выбор теплоносителя, служащего для переноса тепла из активной зоны к турбине.

Образующиеся в результате деления нейтроны могут быть быстрыми (иметь большую скорость) и медленными (тепловыми). Вероятность захвата медленного нейтрона ядром 235 U и его последующего расщепления больше, чем быстрого нейтрона. Поэтому ТВЭЛы 5 окружают специальными замедлителями 4, которые замедляют нейтроны, слабо поглощая их. Для уменьшения утечки нейтронов из реактора его снабжают отражателем. В качестве замедлителей и отражателей наиболее часто используют графит, тяжёлую (D 2 O ), обычную воду и др.

Количество стационарно существующих нейтронов определяет число образующихся осколков деления ядер, которые разлетаются в разные стороны с огромной скоростью. Торможение осколков приводит к разогреву топлива и стенок ТВЭЛов. Для снятия этого тепла в реактор подаётся теплоноситель , нагрев которого и является целью работы реактора. Часто одно и то же вещество, например обычная вода, выполняет функции теплоносителя, замедлителя и отражателя . Подача воды в реактор производится с помощью главных циркуляционных насосов (ГЦН).

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.

Механизм деления ядер урана.
Расскажите о механизме протекания цепной ядерной реакции.
Приведите пример ядерной реакции деления ядра урана.
Что называется критической массой?
Как идет цепная реакция в уране, если его масса меньше критической, больше критической?
Чему равна критическая масса урана 295, можно ли уменьшить критическую массу?
Какими способами можно изменить ход цепной ядерной реакции?
С какой целью замедляют быстрые нейтроны?
Какие вещества используют в качестве замедлителей?
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.

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

5. Выполнение теста.

Какие частицы участвуют в делении ядер урана?
А. протоны;
Б. нейтроны;
В. электроны;
Г. ядра гелия.
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.
Чему приблизительно равна критическая масса урана 235?
А. 9 кг;
Б. 20 кг;
В. 50 кг;
Г. 90 кг.
Какие вещества из перечисленных ниже могут быть использованы в ядерных реакторах в качестве замедлителей нейтронов?
А. графит;
Б. кадмий;
В. тяжёлая вода;
Г. бор.
Для протекания цепной ядерной реакции на АЭС нужно, чтобы коэффициент размножения нейтронов был:
А. равен 1;
Б. больше 1;
В. меньше 1.
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.
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.
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.
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.
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.