Реферат: Ядерные иследования

ПЛАН:

1.Введения

2.Радиоактивность

3.Ядерные реакторы

4.Инженерные аспекты термоядерного реактора

5.Ядерная реакция. Ядерная енергетика.

6.Гамма-излучения

7.Атомный реактор

8.Принципы построения атомной енергетики

9.Ядерный синтез завтра

10.Выивод

11.Список литератури

ВВЕДЕНИЕ: что изучает физика?

Физика — наука оприроде, изучающая простейшие и вместе с тем наиболее общие закономерности природы, строение и законы движения материи.Физику относят к точным наукам. Еепонятия и законы составляют основу естествознания. Границы, разделяющие физикуи другие естественные науки, исторически условны. Принято считать, что в своейоснове физика является наукой экспериментальной, поскольку открытые ею законыоснованы на установленных опытным путем данных. Физические законыпредставляются в виде количественных соотношений, выраженных на языкематематики. В целом физика разделяется на экспериментальную, имеющую дело спроведением экспериментов с целью установления новых фактов и проверки гипотези известных физических законов, и теоретическую, ориентированную наформулировку физических законов, объяснение на основе этих законов природныхявлений и предсказание новых явлений.

Структура физики сложна.В нее включаются различные дисциплины или разделы. В зависимости от изучаемыхобъектов выделяют физику элементарных частиц, физику ядра, физику атомов имолекул, физику газов и жидкостей, физику плазмы, физику твердого тела. Взависимости от изучаемых процессов или форм движения материи выделяют механикуматериальных точек и твердых тел, механику сплошных сред (включая акустику),термодинамику и статистическую механику, электродинамику (включая оптику),теорию тяготения, квантовую механику и квантовую теорию поля. В зависимости оториентированности на потребителя получаемого знания выделяют фундаментальную иприкладную физику. Принято выделять также учение о колебаниях и волнах,рассматривающее механические, акустические, электрические и оптическиеколебания и волны под единым углом зрения. В основе физики лежатфундаментальные физические принципы и теории, которые охватывают все разделыфизики и наиболее полно отражают суть физических явлений и процессов действительности.

От ранних цивилизаций, возникших на берегах Тигра, Евфрата и Нила(Вавилон, Ассирия, Египет), не осталось никаких свидетельств о достижениях вобласти физических знаний, за исключением овеществленных в архитектурныхсооружениях, бытовых и т.п. изделиях знаний. Возводя различного рода сооруженияи изготавливая предметы быта, оружия и т.д., люди использовали определенныерезультаты многочисленных физических наблюдений, технических опытов, ихобобщений. Можно сказать, что существовали определенные эмпирические физическиезнания, но не было системы физических знаний.

Физические представленияв Древнем Китае появились также на основе различного рода техническойдеятельности, в процессе которой вырабатывались разнообразные технологическиерецепты. Естественно, что прежде всего вырабатывались механическиепредставления. Так, китайцы имели представления о силе ( то, что заставляетдвигаться), противодействии, (то, что останавливает движение), рычаге, блоке,сравнении весов (сопоставлении с эталоном). В области оптики китайцы имелипредставление об образовании обратного изображения в «cameraobscura». Уже в шестом веке до н.э. они знали явления магнетизма - притяжения железа магнитом, на основе чегобыл создан компас. В области акустики им были известны законы гармонии, явлениярезонанса. Но это были еще эмпирические представления, не имевшие теоретическогообъяснения.

В Древней Индии основунатурфилософских представлений составляют учение о пяти элементах — земле,воде, огне, воздухе и эфире. Существовала также догадка об атомном строениивещества. Были разработаны своеобразные представления о таких свойствахматерии, как тяжесть, текучесть, вязкость, упругость и т.д., о движении ивызывающих его причинах. К VI в. до н.э. эмпирические физические представленияв некоторых областях обнаруживают тенденцию перехода в своеобразные теоретическиепостроения (в оптике, акустике).

РАДИОАКТИВНОСТЬ

Явление радиоактивности, или спонтанного распада ядер, была открыта французскимфизиком А. Беккерелем в 1896 г. Он обнаружил, что уран и его соединенияиспускают лучи или частицы, проникающиесквозь непрозрачные тела и способные засвечивать фотопластинку, Беккерельустановил, что интенсивность излучения пропорциональна только концентрацииурана и не зависит от внешних условий (температура, давление) и от того,находится ли уран в каких-либо химических соединениях.

Английскими физиками Э.Резерфордом и Ф. Содди было доказано,что во всех радиоактивных процессахпроисходят взаимные превращения атомных ядер химических элементов. Изучениесвойств излучения, сопровождающего эти процессы в магнитном и электрическомполях, показало, что оно разделяется на a

-частицы (ядра гелия), b — частцы (электроны) и g — лучи (электромагнитное излучение с оченьмалой длиной волны ).

Атомное ядро, испускающее g

-кванты, a-, b — или другие частицы, называется радиоактивным ядром. В природесуществует 272 стабильных атомных ядра. Все остальные ядра радиоактивны иназываются радиоизотопами.

Альфа-распад.

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

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

Бета-распад.

Это процесс превращения атомного ядра в другое ядро с изменением порядковогономера без изменения массового числа. Различают три типа b

-распада: электронный, позитронный изахват орбитального электрона атомным ядром. тип Последний распада принятотакже называть К-захватом, посколькупри этом наиболее вероятно поглощение электрона с ближайшей к ядру К оболочки. Поглощение электронов с L и М оболочек также возможно, но менее вероятно. Период полураспада b-активных ядер изменяется в очень широких пределах.

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

Непрерывное распределение по кинетической энергии испускаемых при распадеэлектронов объясняется тем обстоятельством, что наряду с электроном испускаетсяи антинейтрино. Если бы не было антинейтрино, то электроны имели бы строго определенныйимпульс, равный импульсу остаточного ядра. Резкий обрыв спектра наблюдается призначении кинетической энергии, равной энергии бета-распада. При этом кинетические энергии ядра и антинейтрино равны нулюи электрон уносит всю энергию, выделяющихся при реакции.

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

Позитронныйбета-распад.

При позитронном распаде сохраняетсяполное число нуклонов, но в конечном ядре на один нейтрон больше, чем висходном. Таким образом, позитронный распад может быть интерпретирован какреакция превращения внутри ядра одного протона в нейтрон с испусканием позитронаи нейтрино.

Электронный захват.

Кэлектронному захвату относится процесс поглощения атомом одного из орбитальныхэлектронов своего атома. Поскольку наиболее вероятен захват электрона с орбиты,наиболее близко расположенных кядру, то с наибольшей вероятность поглощаютсяэлектроны К-оболочки. Поэтому этотпроцесс называется также К-захватом.

С гораздо меньшей вероятностьюпроисходит захват электронов с L-,M-оболочек. После захвата электрона с К-оболочки происходит ряд переходовэлектронов с орбиты на орбиту, образуется новое атомное состояние испускаетсярентгеновский квант.

Гамма-распад.

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

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

Ядерныереакторы.

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

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

Ядерным реакторомназывается устройство, в которомосуществляется и поддерживается управляемая цепная реакция деления некоторыхтяжелых ядер.

Цепная ядерная реакция в реакторе может осуществляться только при определенномколичестве делящихся ядер, которые могут, делиться при любой энергии нейтронов.Из делящихся материалов важнейшим является изотоп 235U, долякоторого в естественном уране составляет всего 0,714 %.

Хотя 238U и делится нейтронами, энергия которых превышает 1,2 МэВ, однако само поддерживающаяся цепнаяреакция на быстрых нейтронах в естественном уране не возможна из-за высокойвероятности не упругого взаимодействия ядер 238U с быстрыминейтронами. При этом энергия нейтронов становится ниже пороговой энергии деленияядер 238U.

Использование замедлителя приводит к уменьшению резонансного поглощения в 238U,так как нейтрон может пройти область резонансных энергий в результатестолкновения с ядрами замедлителя и поглотиться ядрами 235U, 239Pu,233U, сечение деления которых существенно увеличивается суменьшением энергии нейтронов. В качестве замедлителей используют материалы смалым массовым числом и небольшим сечением поглощения (вода, графит, бериллий идр.).

Для характеристики цепной реакции деления используется величина, называемаякоэффициентом размножения К. Это отношение числа нейтронов определенногопоколения к числу нейтронов предыдущего поколения. Для стационарной цепной реакции деления К=1. Размножающаяся система(реактор), в которой К=1, называется критической. Если К >1, число нейтроновв системе увеличивается, и она в этом случае называется над критической. При К< 1 происходит уменьшение числанейтронов, и система называется под критической. В стационарном состоянииреактора число вновь образующихся нейтронов равно числу нейтронов, покидающихреактор (нейтроны утечки) и поглощающихся в его пределах. В критическомреакторе присутствуют нейтроны всех энергий. Они образуют так называемыйэнергетический спектр нейтронов, который характеризует число нейтроновразличных энергий в единице объема в любой точке реактора. Средняя энергияспектра нейтронов определяется долей замедлителя, делящихся ядер (ядрагорючего) и других материалов, которые входят в состав активной зоны реактора.Если большая часть делений происходит при поглощении тепловых нейтронов, тотакой реактор называется реактором на тепловых нейтронах. Энергия нейтронов втакой системе не превышает 0.2 эВ. Если большая часть делений в реакторепроисходит при поглощении быстрых нейтронов, такой реактор называется реакторомна быстрых нейтронах.

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

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

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

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

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

Особенности ядерного реактора какисточника теплоты.

При работе реактора в тепло выводящих элементах (твэлах), а также во всехего конструктивных элементах в различных количествах выделяется теплота. Это связано,прежде всего, с торможением осколков деления, бета — и гамма — излучением их, атакже ядер, испытывающих взаимодействие с нейронами, и, наконец, с замедлениембыстрых нейронов. Осколки при делении ядра топлива классифицируются поскоростям, соответствующим температуре в сотни миллиардов градусов.

Действительно, Е= mu

2= 3RT, где Е — кинетическая энергия осколков, МэВ;R = 1,38·10-23 Дж/К — постоянная Больцмана.Учитывая, что 1 МэВ = 1,6·10-13 Дж, получим 1,6·10-6 Е = 2,07·10-16 Т, Т = 7,7·109 Е. Наиболее вероятные значения энергии для осколков деленияравны 97 МэВ для легкого осколка и 65 МэВ для тяжелого. Тогда соответствующаятемпература для легкого осколка равна 7,5·1011 К, тяжелого — 5·1011 К. Хотя достижимая в ядерном реакторе температура теоретическипочти неограниченна, практически ограничения определяются предельно допустимойтемпературой конструкционных материалов и тепловыделяющих элементов.

Особенность ядерного реактора состоит в том, что 94% энергии деления превращаетсяв теплоту мгновенно, т.е. за время, в течение которого мощность реактора илиплотность материалов в нем не успевает заметно измениться. Поэтому при изменениимощности реактора тепловыделение следует без запаздывания за процессом деления топлива. Однако при выключенииреактора, когда скорость деления уменьшается более, чем в десятки раз, в немостаются источники запаздывающего тепловыделения ( гамма — и бета-излучениепродуктов деления), которые становятся преобладающими.

Мощность ядерного реактора пропорциональна плотности потока нейронов в нем,поэтому теоретически достижима любая мощность. Практически же предельная мощность определяется скоростью отводатеплоты, выделяемой в реакторе. Удельный тепло съем в современныхэнергетических реакторах составляет 102 — 103 МВт/м3,в вихревых — 104 — 105 МВт/м3.

От реактора теплота отводитсяциркулирующим через него теплоносителем. Характерной особенностью реактораявляется остаточное тепловыделение после прекращения реакции деления, чтотребует отвода теплоты в течение длительного времени после остановки реактора.Хотя мощность остаточного тепловыделения значительно меньше номинальной,циркуляция теплоносителя через реактор должна обеспечиваться очень надежно, таккак остаточное тепловыделение регулировать нельзя. Удаление теплоносителя изработавшего некоторое время реактора категорически запрещено во избежаниеперегрева и повреждения тепловыделяющихэлементов.

Устройство энергетических ядерныхреакторов.

Энергетический ядерный реактор — это устройство, в котором осуществляетсяуправляемая цепная реакция деления ядер тяжелых элементов, а выделяющаяся приэтом тепловая энергия отводится теплоносителем. Главным элементом ядерного реактораявляется активная зона. В нем размещается ядерное топливо и осуществляетсяцепная реакция деления. Активная зона представляет собой совокупность определеннымобразом размещенных тепловыделяющих элементов, содержащих ядерное топливо. Вреакторах на тепловых нейтронах используется замедлитель. Через активную зонупокачивается теплоноситель, охлаждающий тепловыделяющие элементы. В некоторыхтипах реакторов роль замедлителя и теплоносителя выполняет одно и то же вещество,например, обычная или тяжелая вода. Для

управления работой реактора в активную зону вводятся регулирующие стержнииз материалов, имеющих большое сечение поглощения нейтронов. Активная зонаэнергетических реакторов окружена отражателем нейтронов — слоем материала замедлителядля уменьшения утечки нейтронов из активной зоны. Кроме того, благодаряотражателю происходит выравнивание нейтронной плотности и энерговыделения пообъему активной зоны, что позволяет при данных размерах зоны получить большуюмощность, добиться более равномерного выгорания топлива, увеличитьпродолжительность работы реактора без перегрузки топлива и упростить систему теплоотвода. Отражатель нагревается за счет энергии замедляющихся и поглощаемыхнейтронов и гамма квантов, поэтому предусматривается его охлаждение. Активнаязона, отражатель и другие элементы размещаются в герметичном корпусе иликожухе, обычно окруженном биологической защитой.

Требования к конструкциям активной зоны иее характеристики.

Активная зона реактора должна быть спроектирована так, чтобы исключаласьвозможность непредусмотренного перемещения ее составляющих, приводящего к увеличениюреактивности. Основной конструктивной деталью гетерогенной активной зоныявляется твэл, в значительной мере определяющий ее надежность, размеры и стоимость.В энергетических реакторах, как правило, используются стержневые твэлы стопливом в виде прессованных таблеток двуокиси урана, заключенных в оболочку изстали или циркониевого сплава. Твэлы для удобства собираются в тепловыделяющиесборки (ТВС), которые устанавливаются в активной зоне ядерного реактора.

В твэлах происходит генерация основной доли тепловой энергии и передача еетеплоносителю. Более 90% всей энергии, освобождающейся при делении тяжелыхядер, выделяется внутрь твэлов и отводится обтекающим твэлы теплоносителем. Твэлыработают в очень тяжелых тепловых режимах: максимальная плотность тепловогопотока от твэла к теплоносителю достигает (1 — 2) 106 Вт/ м2,тогда как в современных паровых котлах она равна (2 — 3) 105 Вт/м2.Кроме того, в сравнительно небольшом объеме ядерного топлива выделяется большоеколичество теплоты, т.е. энергонапряженность ядерного топлива также оченьвысока. Удельное тепловыделение в активной зоне достигает 108 -109Вт/м3, в то время как в современных паровых котлах оно не превышает107Вт/м3.

Большие тепловые потоки, проходящие через поверхность твэлов, и значительнаяэнергонапряженность топлива требуют исключительно высокой стойкости и надежноститвэлов. Помимо этого, условия работы твэлов осложняются высокой рабочей температурой,достигающей 300 — 600 Сo на поверхности оболочки, возможностью тепловыхударов, вибрацией, наличием потока нейтронов (флюенс достигает 1027нейтрон/м2).

К твэлам предъявляются высокие технические требования: простота конструкции;механическая устойчивость и прочность в потоке теплоносителя, обеспечивающаясохранение размеров и герметичности; малое поглощение нейтронов конструкционнымматериалом твэла и минимум конструкционного материла в активной зоне;отсутствие взаимодействие ядерного топлива и продуктов деления с оболочкойтвэлов, теплоносителем и замедлителем при рабочих температурах. Геометрическаяформа твэла должна обеспечивать требуемое соотношение площади поверхности иобъема и максимальную интенсивность отвода теплоты теплоносителем от всейповерхности твэла, а также гарантировать большую глубину выгорания ядерноготоплива и высокую степень удержанияпродуктов деления. Твэлы должны обладать радиационной стойкостью, иметьтребуемые размеры и конструкцию, обеспечивающие возможность быстрого проведенияперегрузочных операций; обладать простотой и экономичностью регенерации ядерноготоплива и низкой стоимостью.

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

Условия работы твэлов в значительной мере определяются конструкцией активнойзоны, которая должна обеспечивать проектную геометрию размещения твэлов инеобходимое с точки зрения температурных условий распределения теплоносителя. Через активную зону при работе реактора из мощности должен поддерживаться стабильныйрасход теплоносителя, гарантирующего надежный тепло отвод. Активная зона должнабыть оснащена датчиками внутри реакторного контроля, которые дают информацию ораспределении мощности, нейтронного потока, температурных условиях твэлов ирасходе теплоносителя.

Активная зона энергетического реактора должна быть спроектирована так,чтобы внутренний механизм взаимодействия нейтронно-физических и тепло физических процессов при любых возмущенияхкоэффициента размножения устанавливал новый безопасный уровень мощности. Практически безопасностьядерной энергетической установки обеспечивается, с одной стороны, устойчивостьюреактора (уменьшением коэффициента размножения с ростом температуры и мощностиактивной зоны), а, с другой стороны — надежностью системы автоматического регулированияи защиты.

С целью обеспечения безопасности вглубину конструкция активной зоны и характеристики ядерного топлива должныисключать возможность образования критических масс делящихся материалов приразрушении активной зоны и рас плавлении ядерного топлива. При конструированииактивной зоны должна быть предусмотрена возможность введения поглотителя нейтроновдля прекращения цепной реакции в любых случаях, связанных с нарушениемохлаждения активной зоны.

Активная зона, содержащая большие объемы ядерного топлива для компенсациивыгорания, отравления и температурного эффекта, имеет как бы несколько критическихмасс. Поэтому каждый критический объем топлива должен быть обеспечен средствамикомпенсации реактивности. Они должны размещаться в активной зоне, такимобразом, чтобы исключить возможность возникновения локальных критмасс

Классификация реакторов.

Реакторы классифицируют по уровню энергии нейтронов, участвующих в реакцииделения, по принципу размещения топлива и замедлителя, целевому назначению, видузамедлителя и теплоносителя и их физическому состоянию.

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

В реакторе на тепловых нейтронахбольшая часть деления ядер происходит при поглощении ядрами делящихся изотоповтепловых нейтронов. Реакторы, в которых деление ядер производится в основномнейтронами с энергией больше 0,5 МэВ, называются реакторами на быстрыхнейтронах. Реакторы, в которых большинство делений происходит в результате поглощенияядрами делящихся изотопов промежуточных нейтронов, называются реакторами на промежуточных(резонансных) нейтронах.

В настоящее время наибольшее распространение получили реакторы на тепловыхнейтронах. Для тепловых реакторов характерны концентрации ядерного топлива 235Uв активной зоне от 1 до 100 кг/м3 и наличие больших массзамедлителя. Для реактора на быстрых нейтронах характерны концентрации ядерного топлива 235U или 239Uпорядка 1000 кг/м3 и отсутствие замедлителя в активной зоне.

В реакторах на промежуточных нейтронах в активной зоне замедлителя очень мало,и концентрация ядерного топлива 235U в ней от 100 до 1000 кг/м3.

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

В активной зоне теплового реактора должен находиться замедлитель — вещество,ядра которого имеют малое массовое число. В качестве замедлителя применяютграфит, тяжелую или легкую воду, бериллий, органические жидкости. Тепловой реакторможет работать даже на естественном уране, если замедлителем служит тяжелаявода или графит. При других замедлителях необходимо использовать обогащенныйуран. От степени обогащения топлива зависят необходимые критические размеры реактора,с увеличением степени обогащения они меньше. Существенным недостатком реакторовна тепловых нейтронах является потеря медленных нейтронов в результате захватаих замедлителем, теплоносителем, конструкционными материалами и продуктамиделения. Поэтому в таких реакторах в качестве замедлителя, теплоносителя иконструкционных материалов необходимо использовать вещества с малыми сечениямизахвата медленных нейтронов.

В реакторах на промежуточныхнейтронах, в которых большинство актов деления вызывается нейтронами сэнергией, выше тепловой (от 1 эВ до 100 кэВ), масса замедлителя меньше, чем втепловых реакторах. Особенность работы такого реактора состоит в том, что сечениеделения топлива с ростом деления нейтронов в промежуточной области уменьшаетсяслабее, чем сечение поглощения конструкционных материалов и продуктов деления.Таким образом, растет вероятность актов деления по сравнению с актами поглощения.Требования к нейтронным характеристикам конструкционных материалов менеежесткие, их диапазон шире. Следовательно, активная зона реактора напромежуточных нейтронах может быть изготовлена из более прочных материалов, чтодает возможность повысить удельный тепло съем с поверхности нагрева реактора.Обогащение топлива делящимся изотопом в промежуточных реакторах следствииуменьшения сечения должно быть выше, чем в тепловых. Воспроизводство ядерноготоплива в реакторах на промежуточных нейтронах больше, чем в реакторе на тепловыхнейтронах.

В качестве теплоносителей в промежуточных реакторах используется вещество,слабо замедляющие нейтроны. Например, жидкие металлы. Замедлителем служит графит,бериллий т.д.

В активной зоне реактора на быстрых нейтронах размещаются твэлы свысокообогащенные топливом. Активная зона окружается зоной воспроизводства,состоящей из твэлов, содержащих топливное сырье (обедненный уран, торий).Вылетающие из активной зоны нейтроны захватываются в зоне воспроизводстваядрами топливного сырья, в результате образуется новое ядерное топливо. Особымдостоинством быстрых реакторов является возможность организации в нихрасширенного воспроизводство ядерного топлива, т.е. одновременно с выработкойэнергии производить вместо выгоревшего ядерного топлива новое. Для быстрыхреакторов не требуется замедлитель, а теплоноситель не должен замедлятьнейтроны.

Для обеспечения высокой концентрации ядерного топлива необходимо достижениемаксимального тепловыделения на единицу объема активной зоны. Это можноосуществить только с помощью жидкометаллических теплоносителей, например, натрия,калия или энергоемких газовых теплоносителей, обладающих наилучшими теплотехническимии тепло физическими характеристиками, таких как гелий и диссоциирующие газы. Вкачестве теплоносителя можно использовать и пары воды. Паразитный захватбыстрых нейтронов ядрами конструкционных материалов и продуктов деления крайненезначительный, поэтому для быстрых реакторов существует широкий выборконструкционных материалов и продуктовделения крайне незначительный, поэтому для быстрых реакторов существует широкийвыбор конструкционных материалов, позволяющих повысить надежность активнойзоны. Следовательно, в них можно достичь высокой степени выгорания делящихсявеществ.

В зависимости от способа размещения топлива в активной зоне реакторы делятсяна гомогенные и гетерогенные.

В гомогенном реакторе ядерноетопливо, теплоноситель и замедлитель (если они есть) тщательно перемешаны инаходятся в одном физическом состоянии, т.е. активная зона полностьюгомогенного реактора представляет жидкую, твердую или газообразную однороднуюсмесь ядерного топлива, теплоносителя или замедлителя. Гомогенные реакторымогут быть как на тепловых, так и на быстрых нейтронах. В таком реакторе всяактивная зона находится внутри стального сферического корпуса и представляетжидкую однородную смесь горючего и замедлителя в виде раствора или жидкогосплава (например, раствор уранил сульфата в воде, раствор урана в жидкомвисмуте), который одновременно выполняет и функцию теплоносителя.

Ядерная реакция деления происходит в топливном растворе, находящемся внутрисферического корпуса реактора, в результате температура раствора повышается. Горючий раствор из реакторапоступает в теплообменник, где отдает теплоту воде второго контура, охлаждаетсяи циркулярным насосом направляется опять в реактор. Для того чтобы ядернаяреакция не произошла вне реактора, объемы трубопроводов контура, теплообменникаи насоса подобраны так, чтобы объем горючего, находящегося на каждом участкеконтура, были намного ниже критического. Гомогенные реакторы имеют рядпреимуществ по сравнению с гетерогенными. Это несложная конструкция активнойзоны и минимальные ее размеры, возможность в процессе работы без остановкиреактора непрерывно удалять продукты деления и добавлять свежее ядерноетопливо, простота приготовления горючего, а также то, что управлять реакторомможно, изменяя концентрацию ядерного топлива.

Однако, гомогенные реакторы имеют и серьезные недостатки. Гомогенная смесь,циркулирующая по контуру, испускает сильное радиоактивное излучение, чтотребует дополнительной защиты и усложняет управление реактором. Только частьтоплива находится в реакторе и служит для выработки энергии, а другая часть — во внешних трубопроводах, теплообменниках и насосах. Циркулирующая смесьвызывает силь

еще рефераты

Еще работы по физике

История открытия основных элементарных частиц

26 Июня 2015

Реферат по физике

Эксперимент как средство оценки качества теоретического знания

26 Июня 2015

Реферат по физике

Нобелевская премия в облости физики за 2000г. (Ж. Алферов)

26 Июня 2015