yavor2 (553175), страница 97
Текст из файла (страница 97)
е. от замедления нейтронов, их движения в веществе и, наконец, от их захвата. Управление цепной реакцией сводится, в основном, к воздействию на эти процессы. $ 82.10. Ядерные реакторы 1. Управляемые цепные реакции осуществляются в ядерных реакшорлл илн алюмных котлах. В качестве сырьевых и делящихся веществ в реакторах используются ы$1»з», ырнм», »<11»м, а также з»ТЬ»ю.
В естественной смеси изотопов урана изотопа м11<м содержится и 140 раз больше, чем изотопа»<13'з». Для понимания процессов, каторые могут происходить в реакторе с природной смесью изотопов, необходимо учн- тывать различия в условиях, при которых происходит деление ядер обоих изотопов урана.
Исследование энергетического спектра нейтронов, испускаемых при делении, показывает, что нх энергии составляют в основном около 0,7 МэВ. Зги нейтроны спасабяы вызвать деление лишь ядер»»1)ю». Те немногие нейтроны, энергия которых пренышает энергию активации деления ядра»«1Р»з, с большей вероятностью претерпевают неупругое рассеяние и их энергия оназывается, как правило, ниже порога деления ядра»«()ы . В результате ряда столкновений с ядрами урана нейтроны теряют энергию милыми порциями, замедляются и испытывают захват ядрами»«1) иля поглощаются ядрами»,1Р»'.
Поглощение нейтронов ядрами „(Р"' способствует развитию цепной реакции, поглощение же их ядрами»«1)«зг выводит нейтроны из цепной реакции и ведет к обрыву цепной реакции. Расчеты показывают, что н естественной смеси изотопов урана вероятность обрьша цепной реакции пресыщает вероятность развитая реанции и цепная реакция деления не может розеиготься ни на быстрых, ни на медленных нейтронах. 2. В ядерных реакторах но медленных нейтронах условием, обеспечивающим развитие цепной реакции, янляется применение замедлителя для уменьшения захвата нейтронов ядрами ««()м«.
При каждом столкновении с ядрами замедлителя нейтрон теряет эне)«гию большими порциями, и это благоприятствует «проскакиваиию» энергии иеитрона через ту область энергий, при которых происходит захват нейтрона ядрами «з(Р»». В качестве замедлителей применяют углерод (в виде графита), дейтерий (в виде тяжелой воды О»О и НОО), бериллий и окись бериллия, ядра которых меньше других ядер захватывают тепловые нейтроны. 3. Различаются два типа реакторов на медленных нейтронах — гомос«нные н гстерогенныг. В гомогениых реакторах делящееся вещество равномерно распределяется па объему замедлителя (например, растворяется в воде).
В гетерогенных реакторах уран расположен отдельными блоками по объему замедлителя — тяжелой воды или графита. В гомогенных реакторах нейтроны в ходе замедления все время находятся поблизости от ядер атомов урана, распределенных по всему объему. Зто приводит к большей вероятности поглощения нейтранон ядрами атомов уртга, а не замедлителя, ио это же снижает вероятность избежать захвата нейтронов ядрами»»()ыз. В гетерогенных реакторах, наоборот, сравнительно мала вероятность поглощения тепловых нейтронов ядрами урана, но зато повышается вероятность избежать захвата ядрами»,(.Р'», ибо значительную часть времени замедляемые нейтроны с энергиями, «апаснымн» для захвата, проводят за пределами блоков делящегося урана.
Работе реактора способствует также снижение утечку нейтронов, достигаемое за счет увеличения нритических размеров и применения отражателей нейтронов. 4. Быстрое развитие цепной реакции сопровождается выделением большого количества энергии, что может вызвать излишний перегрен реактора. Прн достижении реактором требуемой мощности необходимо режим развивающейся реакции свести к критическому режиму со значением д= 1 и затем поддерживать этот режим. Для уменьшения коэффициента размножения нейтронов в активную зону реактора вводятся стержни из материалов, сильно поглощающих тепловые нейтроны, например из бора илн кадмия.
Такие упри«ливи(иг стержни уменьшают значение й и предотвращают нарйстание скорости цепной реакции, поддерживая ее в стационарном режиме. 5. Деление ядер урана, осуществляемое в реакторах, сопровождается образованием большого числа различных радиоактивных осколков. Расчеты показывают, что на 22000 кВт-ч энергии образуется примерно ! г осколнов. При этом испускаются Р-лучи и у-излучение. Кроме того, реакторы, работающие с замедлителями, испускают мощные потоки тепловых нейтронов, которые вспользуют для получения различных искусственно-радиоактивных изотопов. Зтн изотопы применяют для исследований в различных областях народного хозяйства.
Нейтронные потоки и у-лучи, возникающие в ядерных реакторах, имеют большую интенсивность, обладают высокой проникающей способностью и губительно действуют на организм человека. Поэтому дхя защиты персонала, обслужввающего ядерные реакторы, применяют специальные меры. Одна из наиболее эффективных мер — автоматизация процессов управления реактором. 6. Примером гетерогенного ядерного реактора на медленных нейтронах является реактор первой в мире советской атомной электростанции, введенной в экс- 421 плуатацию 27 июня 1954 г.
Полезная мощность реактора составляет 5000 кВт. Замедлителем нейтронов служит графит. Актинная зона реактора представляеэ собой графитовый цилиндр диаметром 1,5 м н высотой 1,7 м, окруженный графитовым отражателем. В активной зоне расположены 128 вертикальных рабочих каналов для помещения в ннх делящегося вещества — природной смеси урана, обогащенной изотопом м1Рм. Рабочие каналы выполнены в форме стальных трубок, на которые надеты втулки из уранового сплава. Внутри трубок протекает вода для охлаждения урана.
В активной зоне расположевы также 22 канала для управляющих стержней нз карбида бора, сильно поглощающего тепловые нейтроны. С помощью управляющих стержней мощность реактора поддерживается на необходимом заданном уровне. Вода, охлаждающая реактор, становится радиоактивной. Нагретая вода поступает в парогенератор и там передает тепла воде, циркулирующей но втором замкнутом контуре, н котором образуется пар с давлением 12,5 атм и температурой 260 С, подводимый затем к турбине.
Управление узлами атомной электростанции автоматизировано и производится на расстоянии. 7. Первая советская атомная электростанция (АЗС) явилась прототипом для крупнейшей в СССР Белоярской атомной электростанции им. И. В. Курчатова. Первый блок этой станции мощностью 100 тыс. кВт введен в эксплуатацию в 1964 г. Использование сверхкрнтических параметров пара(давление 250 атм, температура 585 †5 'С) позволило повысить коэффициент полезного действия этой станции.
Урановые реакторы на тепловых нейтронах могут решить задачу энергоснабжения н ограниченном масштабе, который определяется количеством урана э»азы. При использовании всего природного запаса»»1)эзэ можно получить энергию, приблизительно эквивалентную запасам обычного топлива иа Земле. 8. Для увеличения ядерных энергетических ресурсов используются процессы, происходящие при захвате нейтронов ядрами »э()юэ н тория »»Тйззэ. Они приводит к поЯвлению эффективно делащнхса плУтонйн э»рцзм и изотопа УРана »»~3ма, Схема получения плутония рассмотрена в $82.6: й- . й— ,1)мв (и 1,) Н»з» ь(р»а» Рцюэ 23 и»» э,э лн» Реакция на торин происходит по следующей схеме: В в В„Тй (и, у) — - »»ТЛ .-,Ра 23 мин 27,4 д»» Захват нейтронов ядрами»»()»м сопровождается созданием ядерного горючего, которое может быть химическим путем отделсво от»»11'эз.
Зтот процесс называется воспроизводством ядерного горючею. При делении одного ядра,»1)мь образуется в среднем 2,5 нейтрона, из которых лишь один необходим для поддержания цепной реакции. Остальные 1,5 нейтрона могут быть захвачены ядрами»з()зм и из них могут быть образованы 1,5 ядра э»Рнмэ. В специальных бдидерлых (воспроизводящих) реакторах коэффициент воспроизводстна ядерного горючего превышает единицу. В урановых реакторах, работающих на медленных нейтронах, этого осуществить нельзя. Действительно, в таком реакторе деление происходит в 84,5 случаях из 100 поглощений тепловых нейтронов ядрами мОззь.
Теоретически возможный максимальный коэффициент воспроизводства ядерного горючего составит 2,5 0,845 — 1= 1,11 вместо 1,5. В результате поглощения нейтронов замедлителем и их вылета за пределы реактора он еще уменьшится. В реакторах с замедлителем коэффициент воспроизводства ядерного горючего, как правило, меньше единицы. Например, в реакторе первой АЗС он составляет всего 0,32. Бридерные реакторы работают на быстрых нейтронах. Активной зоной янляется сплав урана, обогащенного иэотопом »»()м», с тяжелым металлом (висмут, свинец), мало поглощающим нейтровы.
В бридерных реакторах отсутствует замедлитель. Управление таким реактором производится перемещением отражателя или изменением массы делящегося вещества. 9. В СССР созданы реакторы на быстрых нейтронах, дающие огромную интенсивность нейтронвых потоков. В Советском Союзе — пионере ядерной энергетики — ведется большая работа по ядерному реакторостроению н мирному использованию энергии делящихся ядер.
422 Последовательная борьба Советского Союза за мирное использование внутриядерной энергии нашла свое отражение в достигнутом в 1964 г. соглашении между СССР и США о направлении большого количества расщепляющихся материалов для использования в мирных целях, в том числе для олресления морской воды. Расчеты показывают, что реактор на быстрых нейтронах мощностью 2,2 10э Вт может обеспечить работу электростанции мощностью 6,1. 1Оз Вт и дистилляционной опреснительиой устаноикн производительностью 180 тыс. мз пресной воды в сутки при стоимости воды 2 — 3 копейки за 1 мз. При достижении реакторамн мощности (1Π— 20) 10' Вт стоимость опресненной воды настолько снизится, что можно будет ставить вопрос о применении ее для орошения засушливых земель, Одновременно с решением проблемы большой ядерной энергетики и увеличением мощности реакторов в СССР успешно решаются проблемы малой ядерной энергетики.
Уменьшение размеров реакторои крайне важно для использования ядерного горючего в двигателях, где лимитирован вес горючего. Такие двигатели устанавливаются на подводных лодках и ледоколах дальнего плавания. $82.11. Атомная бомба 1, Особым реактором на быстрых нейтронах, в котором осуществляется быстрая неуправляемая цепная реакция взрывного типа, является атомная бомба.
ядерным вззвывчатым веществом в ией служат чистые делящиеся вещества зз()мз, зчрц 'з и зз13 з. В пеРиод до взРыва Развитию цепной Реакции пРепатствУет вылет нейтронов за пределы делящегося вещества. Быстрая цепная реакция взрывного типа оказывается возможной при определенных критических параметрах (размере и массе) устройства. Отсутствие замедлителя приводит к значительному снижению критических размеров системы. Для изотопов ю(умз, ырцзз' н зз()з~з критическая масса составляет, по-видимому, 1Π— 20 кг. При плотности нещества р=. 18,7 г/сма его критическая масса занимает обьем шара радиусом 4 — 6 см.
Некоторое уменьшение критической массы взрывчатого вещества бомбы может быть достигнуто за счет помещения заряда в оболочку из металлов, имеющих большую плотность и мало поглощающих нейтроны. 2. Для осуществления изрывной реакции необходимо, чтобы взрывчатое вещество находилось вначале в состоянии, прн котором невозможно быстрое развитве цепной реакции.
![](https://s.studizba.com/z.php?f=/templates/si/i/noavatar.png&w=100&h=100&t=1"){kind=avatar}
