Физика. 11 класс

Для реализации управляемой цепной реакцией созданы специальные устройства — ядерные реакторы, позволяющие получать электроэнергию в промышленных масштабах. Как это происходит? Как устроен ядерный реактор? Какие проблемы он создает для окружающей среды?

Цепная реакция может быть управляемой и неуправляемой (ядерный взрыв). Для управления цепной реакцией необходимо очень точно контролировать процесс размножения нейтронов с помощью  поглотителей нейтронов (рис. 223), делая его таким, чтобы число нейтронов в процессе реакции оставалось практически неизменным.

Определяющую роль в управлении цепными ядерными реакциями в реакторах играют запаздывающие нейтроны. Их среднее время жизни для составляет несколько секунд. Это дает возможность для манипулирования управляющими стержнями с целью поддержания коэффициента размножения нейтронов .

Ядерный реактор — это устройство, в котором происходит управляемая цепная ядерная реакция деления ядер тяжелых элементов под действием нейтронов (рис. 224). В ходе реакции освобождается энергия, которую можно использовать для производства электрической энергии.

Энергия, освобождаемая при делении ядра, уносится осколками деления, нейтронами, γ-квантами и электронами с сопровождающими их антинейтрино. В конечном итоге вся энергия деления ядра, около , переходит во внутреннюю энергию, которая выделяется как в самом реакторе, так и в окружающих его материалах (в бетонной защите и др.).

Ядерный реактор имеет пять основных составных частей, изображенных на рисунке 224. Упрощенная (функциональная) схема ядерного реактора приведена на рисунке 225.

1) Активная зона, которая содержит ядерное горючее, находящееся в специальных тепловыделяющих элементах, или твэлах (по первым буквам словосочетания). Твэлы представляют собой очень длинные трубки, проходящие через всю активную зону реактора. Именно в них идет цепная реакция. Активная зона окружена отражателем нейтронов, возвращающим их внутрь активной зоны для продолжения реакции. Хорошим отражателем нейтронов является бериллий.

В качестве ядерного горючего используется три вида радиоактивных изотопов: урана , и плутония .

2) Замедлитель быстрых нейтронов (графит, обычная и тяжелая вода, бериллий, окись бериллия, гидриды металлов, органические жидкости). Средняя энергия нейтронов, появляющихся в реакторе, около E ~ 2 МэВ. Если энергия нейтронов меньше E ~ 0,1 МэВ, то их  называют тепловыми, так как их скорости близки к скорости теплового движения, модуль которой . Если энергия нейтронов больше , а модуль их скорости, то нейтроны называют быстрыми. Промежуточная область энергий отведена промежуточным (резонансным) нейтронам. Замедлитель эффективно отбирает энергию от быстрых нейтронов, рождающихся в реакции деления (Вспомните столкновение двух тел одинаковой массы). Нейтроны замедляются (отсюда и название вещества — замедлитель) до энергий порядка долей электронвольта.

Под действием медленных (тепловых) нейтронов, делится лишь достаточно редкий в природе изотоп урана , в то время как гораздо более распространенный изотоп  поглощает тепловые нейтроны без деления на осколки. При каждом акте деления  выделяется в среднем  в виде кинетической энергии разлетающихся осколков. Делящиеся под действием тепловых нейтронов изотопы ,  в природе не встречаются и получаются искусственным путем.

В реакторах на быстрых нейтронах используются урано-плутониевый цикл, в котором ядро превращается в ядро , и ториевый цикл, в котором ядро  превращается в ядро .

Ядра изотопа  могут делиться только под действием быстрых нейтронов. Однако основной реакцией при взаимодействии с нейтронами является захват нейтрона, после которого они самопроизвольно превращаются в ядра изотопа плутония :

.

Полученный изотоп  является практически стабильным, так как его период полураспада . Плутоний  по способности к взаимодействию с нейтронами похож на изотоп урана . При захвате нейтрона ядро плутония делится и испускает в среднем 2 — 3 нейтрона, которые способны поддерживать развитие цепной реакции.

Под действием быстрых нейтронов ядро изотопа тория  также самопроизвольно претерпевает цепочку распадов, превращаясь в ядро изотопа :

.

Изотоп урана  также является практически стабильным, так как его период полураспада , но он делится тепловыми нейтронами.

Таким образом, захват быстрых нейтронов изотопами  и  позволяет осуществлять воспроизводство ядерного горючего  и  .

Ядерный реактор на быстрых нейтронах выполняет одновременно две функции — производство энергии и воспроизводство ядерного горючего. Именно поэтому он называется еще реактором-размножителем (бридером). Кроме того, в нем можно использовать в качестве горючего не только редкий в природе изотоп урана , но и гораздо более распространенный изотоп урана .

В связи с тем, что запасы естественно делящихся радиоактивных изотопов ограничены, возможность осуществления процессов производства ядерного горючего  и  в реакторах на быстрых нейтронах имеет принципиальный характер для будущего ядерной энергетики. Кроме того, ядерные реакторы на тепловых нейтронах способны «сжечь» только  урана . Применение реактора-размножителя позволяет увеличить эффективность использования горючего в десятки раз.

3) Система охлаждения — теплоноситель (для отвода из активной зоны реактора выделяющейся в ней энергии) — вода, газы, жидкий натрий. Вода нагревается стенками твэлов до температуры  и под давлением порядка  (100 атм) выводится из активной зоны. Далее вода превращается в пар и направляется к паровым турбинам для генерации электрической энергии.

4) Система регулирования — устройство для обеспечения возможности управления цепной реакцией. В системе регулирования используются поглотители (стержни) из бора, т.е. вещества, которые активно поглощает нейтроны. 

Если стержни с поглотителем ввести в активную зону, то коэффициент размножения нейтронов уменьшается. И, наоборот, выведение стержней из активной зоны увеличивает коэффициент размножения. Этим и достигается управление реакцией. Обычно это делается автоматически. В нештатных ситуациях предусмотрено экстренное прекращение цепной реакции, которое осуществляется сбрасыванием в активную зону специальных аварийных стержней (стержней безопасности).

5) Система безопасности — оболочка из бетона с железным наполнителем (для защиты окружающего пространства от ионизирующего излучения компонентов топлива и продуктов ядерной реакции).

Ядерные реакторы различаются по типу используемого ядерного горючего, замедлителя и теплоносителя. Выработка электроэнергии, основанная  на использовании управляемой ядерной реакции, производится на атомных электростанциях (АЭС) (рис. 226).

Преимущества атомных электростанций:

1)  не потребляют кислород и органическое топливо;

2) отсутствует загрязнение окружающей среды золой, серой и другими продуктами сгорания органического топлива.

Опасные факторы воздействия АЭС на окружающую среду:

1)    радиоактивные отходы;

2)    радиоактивное загрязнение местности;

3)    опасность экологических катастроф;

4)    нарушение теплового баланса в окрестности АЭС.

Всем известна Чернобыльская катастрофа, произошедшая на 4-м блоке Чернобыльской атомной станции в апреле 1986 г. В результате нарушения технологических процессов произошло перегревание активной зоны. Последовавший за этим взрыв разрушил оболочку реактора. Большое количество радиоактивных веществ было выброшено в атмосферу. Кратковременному загрязнению короткоживущими изотопами подверглись огромные территории. Долговременное загрязнение сделало невозможными для проживания тысячи квадратных километров территории Беларуси, России и Украины, где выпали наиболее опасные нуклиды стронция  (период полураспада 27,7 года) и цезия  (период полураспада около 30 лет). Нуклиды  откладываются в костных тканях и костном мозге — органе кроветворения, что может привести к развитию рака крови (лейкемии) и костей. Нуклиды , попадающие в организм главным образом через пищеварительный  тракт и дыхательные пути, накапливаются в основном в скелетных мышцах, испускают γ-излучение, наносящее значительные повреждения организму.