goldin-novikova-vvedenie-v-kvantovuyu-fiziku-2002 (810754), страница 84
Текст из файла (страница 84)
ПРи делении ЯдеР эзззз() долЯ запаздывающих нсйтронов всех групп,д = 2 ~3, = 0,0064, а усредненное по всем группам т„к - 13 с. Эти цифры нам понадобятся для оценочных расчетов, которые позволят сделать важные выводы. Представим коэффициент размножения Й в следующем виде: 1 = (1 — 1т)к + ~3?ч (15.24) В этом равенстве первое слагаемое имеет смысл коэффициента размножения на мгновенных нейтронах (/с„пя —... (1 — ?7)к), а второе слагаемое определяет вклад запаздывающих нейтронов в коэффициент размножения: йм, = Гу?ч Ц.р.д. развивается, если 1 > 1. Если при этом и й,„= = (1 — /1)х > 1, то ц.р.д. идет только на мгновенных нейтронах; в этом случае Ь1- >,3.
Для того, чтобы понять, как быстро будет развиваться ц.р.д. в таких случаях, вычислим, во сколько раз будет увеличиваться число делений за время Г при Ь?г — -- 0,01. Для расчета необходимо знать г„,„. Из теории и опыта известно, что в размножающей среде, содержащей только делящиеся ядра, среднее время до захвата нейтронов после их испускания другими делящимися ядрами составляет 10 зс, т.е. т„г„= 10 "с. Следователы1о, ХЯ/гто =. ехр(ЬН/г) = = ехр(0,01 1/10 а).
При 1 = 10 мкс %(1)/Хо = ехр10 = 2 104( Мы видим, что даже при казалось бы очень небольших Ьк = 0,01 (но все же больших, чем /У!) ц.р.д. развивается чрезвычайно быстро, т. е, происходит в з р ы в. Очевидно, что такая скорость развития ц.р.д. подходит для ядерных зарядов, но совершенно непригодна для управляемой ц.р.д. в ядерных реакторах. Проведем теперь расчет л?(1)/й?о за время 1 для случая, когда Л?г .— — 0,001, т.е. Лй < 3.
В этом случае ?гягя < 1 и в развитии ц.р.д. принимают участие и запаздывающие нейтроны. Можно показать, что в этом случае т = т,,я — ' (/4 — Ьй)тмь. При Д = 0.,0064, т„„= 13 с н при Ьй = 0,001 получаем: т = 0,07с. Теперь даже при 1 = = 1с ДГ(1)/Жо — -- ехр(0,001 1/0,07) = со о'4 = 1,014. Такая скорость развития ц.р.д. вполне приемлема для систем управления, использующихся в ядерных реакторах. Принципы работы ядерных реакторов. Ядерными реакторами называют установки, в которых осуществляется у и р а в л я е м а я ц.р.д. Существуют э к с п е р и м е н та л ь н ы е ядерные реакторы (они используются для решения задач, связанных с разработкой новых идей в реакторостроении; как правило, эти реакторы обладают небольшой мощностью), э н е р г е т и ч е с к и е реакторы, использующиеся на АЭС, и 4!8 ГЛАВА 15 б р и д е р н ы е реакторы, предназначенные для в о с и р о и з в од с т в а ядерного горючего ( для получения изотопа зэ«звРц из изотопа Я~1)).
Большая часть энергетических ядерных реакторов работает на тепловых нейтронах, а не на нейтронах спектра деления. В таких ядерных реакторах для замедления нейтронов используются графит, тяжелая вода (ОзО) и обычная вода. Реакторы на быстрых нейтронах являются более выгодными для воспроизводства ядерного горючего (в них на 1 кг «выгоревшего» Я~О может быть получено больше 1 кг Я~Рц). Однако, при их эксплуатации возникают проблемы, еще не получившие полного разрешения. Реакторы па быстрых нейтронах продолжают совершенствоваться и их количество будет увеличиваться. Остановимся на реакторах, работающих на тепловых нейтронах, При строительстве самых первых ядерных реакторов в качестве ядерного горючего имелся только естественный уран: (99,28«У«Яз(! +0,72%Д%).
Выше было показано, что изотоп йзз(1 делится на нейтронах любой энергии, причем пу тем больше, чем меньше энергия нейтронов («закон 1/и«), а для ядер Дз11 необходимы нейтроны с Т„> Т„„ = 1 МзВ. Нейтроны, возникающие при делении ядер имеют среднюю энергию ҄— — 2 МэВ. Казалось бы, на таких нейтронах должно осуществляться деление и тех и других ядер. Но в действительности в среде из естественного урана ц.р.д, на быстрых нейтронах не развивается по следующей причине: при Т„= 2 МэВ эффективное сечение н е у и р уг о г о рассеяния нейтронов на ядрах урана, при котором они сразу же теряют большую часть своей энергии, в несколько раз превышает пП а потерявшие свою энергию нейтроны не вызывают деления ядер Д~().
Поэтому в естественном уране при делении на нейтронах спектра деления (т.е. на быстрых нейтронах) г) < 1 и ц.р.д. не воз м ож на. Если же замедлить нейтроны до тепловой энергии, то ядра з3з() совсем не будут делиться, но эффективное сечение деления ядер ~~;З1: становится таким большим (пу = 582 бари), что значение 8 (а следовательно, и й, ) оказывается большим единицы. В реакторах на тепловых нейтронах приходится использовать большие количества замедлителя.
Однако, при столкновении с ядрами атомов замедлителя нейтроны не только замедляются, но и поглощаются. Кроме того, при малых Т„ядра Я~(3, как уже знаем, нс делятся, но поглощают нейтроны в результате реакции (п т). 1!оэтому максимальное значение й для размножающей среды, содержащей естественный уран и хороший замедлитель (в первых реакторах — графит), лишь ненамного превышает единицу: 1« = 1,12. Очевидно, что при таком й, ц.р.д. хоть и возможна, но размеры размножающей среды должны быть большими, чтобы вероятность ухода нейтронов за пределы активной зоны была малой.
Поэтому размножающие среды реакторов, работающих на з 79. Цвпнля Рехкция депп!ия. ПРОБлемы ядпг!юй эыегштикР! 419 естественном уране, имеют размеры порядка 1О м. Критическую массу ядерного горючего, а следовательно и размеры реактора, можно уменьшить, если вместо естественного урана использовать обогащенный уран, содержаший 2... 0% изотопа ЯЧ.: Именно такой уран и используется в настоящее взоемя в энергетических ядерных реакторах. В смесях, где содержание а'з () или Д~Рц превышает 20%, становится возможной ц.р.д.
на быстрых нейтронах. 3 Н„О Рис. 172. Схема !етерогенного ядерного реактора. В ядерной энергетике применяется несколько типов ядерных реакторов. Рассмотрим упрощенную схему активной зоны г е т е р о г е н н о г о ядерного реактора на тепловых нейтронах (рис. 172), предназначенного для работы на АЭС. В гетерогенных ядерных реакторах замедлитель и ядерное горючее не перемешиваются: в замедлителе делаются каналы, в которые вставляют содержащие ядерное горючее стержни, или ТВЭЛы — тепловыделяющие элементы.
(В г о м о г е н н ы х реакторах ядерное горючее и вещество, используюшееся для замедления, представляют собой однородную смесь, иногда являющуюся и теплоносителем.) В представленном на схеме реакторе замедлителем (2) является вода. Она выполняет также функцию теплоносителя и переносит выделяющееся в активной зоне тепло к паровой туроипе. Количество стержней (3) с ядерным горючим может быть большим нескольких сотен; их диаметр пе превышает десяти сантиметров при длине, доходя!цей до ГЛАВА 15 нескольких метров. Для уменьшения утечки нейтронов из активной зоны корпус реактора (1) окружается отражателем нейтронов (4) — графитом или др. веществом. Управление скоростью ц.р.д., а следовательно, и мощностью реактора, осуществляется с помощью у и р а в л я ю щ и х стержней (5). В них содержатся вещества, хорошо поглощающие нейтроны: кадмий, бор.
При опускании управляющих стержней в активную зону реактора )с уменьшается, а при поднятии — увеличивается. Это позволяет приводить реактор в режим пуска (1 < й < 1,0064), стационарной работы (й = 1) и остановки (Й < 1). Па каждом реакторе предусмотрены аварийные управляющие стержни, которые автоматически «падают» в активную зону реактора при малейшем увеличении мощности сверх установленного значения, В работающих реакторах количество йззП в ТВЭЛах со временем уменьшается, и в них накапливаются осколки деления и продукты их распада, а также некоторое количество дз«зэРц. Для получения плутония-239 в больших количествах должны использоваться реакторы на быстрых нейтронах, работающие на смеси изотопов э«зчРц и эз~~зП.
При делении ядер ДвРц в реакторах на быстрых нейтронах эффективное число нейтронов г! .=. 2,33; при таком болыпом значении ~ удается «направить» на нос про и з в од ство (т.е. на реакцию эзтзП(ип ф% — ... — ~о~твРц) более 1 нейтрона. Активная зона таких реакторов, как правило, окружается дополнительным толстым слоем еэ 11. В этом слое под действием нейтронов из активной зоны заа реактора также идет реакция „',"П(пт)~ЯЗ, и общий (для всей установки) коэффициент воспроизводства может быть заметно большим единицы Отработавшие положенный срок стержни заменяются новыми и отправляются в специальные хранилища, т, к, они чрезвычайно радиоактивны. Через некоторое время становится возможной их переработка с целью извлечения плутония — 239 или каких-либо других радиоактивных изотопов.
Но и после переработки содержимое стержней очень долго сохраняет высокую активность. Проблема его «захоронения» еще не решена. Тем не менее ядерная энергетика продолжает развиваться. Запасов ядерного горючего (с учетом его воспроизводства) должно хватить ца сотни лет. В настоящее время в мире работают несколько сотен энергетических ядерных реакторов; в некоторых странах на долю ядерной энергии приходится свыше 50% от потребляемой в стране электроэнергии. В России еше в 1954 г.
была введена в строй первая в мире АЭС с мощностью 5 МВт. Сейчас большая часть АЭС имеет мощность порядка 1000 МВт. Ведется работа по созданию новых типов энергетических ядерных реакторов и совершенствованию уже работающих. ГЛАВА 16 ЭЛЕМЕНТАРНЫЕ ЧАСТИЦЫ В этой главе мы займемся изучением элементарных частиц. Интуитивное представление о том, какие частицы являются элементарными у всех, конечно, есть.
![](https://s.studizba.com/z.php?f=/templates/si/i/noavatar.png&w=100&h=100&t=1"){kind=avatar}
