Энергетика атомного реактора Управление цепной реакцией деления

Физика атомного реактора

Ядерное горючее считается в настоящее время самым экономичным. Атомные станции обладают высокой степенью защиты. Но страшная трагедия на ЧАЭС, которая откликнется еще не на одном поколении наших людей, говорит о том, что особого внимания требует обеспечения высокой эксплуатационной надежности АЭС, их безаварийной работы. Ядерная энергия коварна, не терпит неграмотных действий по отношению к себе.

Энергетика атомного реактора

В ядерных реакторах используется энергия АЕ, выделяющаяся при делении тяжелых ядер, например, 238U + n = 2 осколка деления + vn + АE.

Нуклид делимый (пороговый) - нуклид, который делится под действием нейтронов, но только в том случае, когда их энергия превышает определенный предел, или порог. К природным делимым нуклидам относятся -238 и -232 (они также называются сырьевыми или воспроизводящими нуклидами) Нуклид делящийся - нуклид, который способен делиться под действием нейтронов с любой кинетической энергией, в том числе равной нулю. Существует лишь один природный делящийся нуклид. Это изотоп урана U-235. Pu-239 и U-233 относятся к искусственным (воспроизводимым) делящимся нуклидам.

На каждый акт деления расходуется один нейтрон, тогда как при каждом акте деления урана-238 в среднем образуется 2-3 нейтрона. Именно поэтому возможна цепная реакция деления (Как мы увидим ниже, цепная реакция деления в чистом уране-238 невозможно из-за наличия побочного процесса захвата нейтрона, однако при наличии в уране примеси урана-235 - изотопа, дающего большее число нейтронов при одном акте распада, - цепная реакция деления становится возможной)..

Из значений энергии связи нуклонов в ядре можно рассчитать энергию, выделяющуюся при делении ядра:

Средняя энергия связи на нуклон для тяжелых ядер 7,6 МэВ

Средняя энергия связи на нуклон для ядер с числом нуклонов около 80-150 8,5 МэВ

Разность, т.е. энергия на один нуклон, выделяющаяся при делении ядер 0,9 МэВ

Энергия, выделяющаяся при делении ядра с числом нуклонов более 100 (235*0,9 МэВ) 210 МэВ

Эта энергия распределяется следующим образом:

Кинетическая энергия осколков  175 МэВ

Кинетическая энергия нейтронов деления 5 МэВ

Энергия у - квантов, испускаемых возбужденными осколками в момент деления 7 МэВ

Энергия р-частиц, испускаемых продуктами деления 7 МэВ

Энергия у- квантов, испускаемых продуктами деления 6 МэВ

Энергия, уносимая нейтрино 10 МэВ

Напомним, что в физике ядерного реактора принята единица измерения энергии - мега электрон-вольт [МэВ] Физические процессы в атомном реакторе В зависимости от энергии принято делить нейтроны на группы: тепловые, энергия движения которых соизмерима c энергией теплового движения среды Е < 0.5 эВ. замедляющиеся, энергия которых лежит в диапазоне от 0.5 эВ до 2000 эВ. быстрые E > 2000 эВ. Почему невозможна цепная реакция на чистом 238U? Другим способом реализации реакции деления в уране является использование замедлителя, например воды. Если нейтрон после рождения столкнется с ядром водорода, то он сбросит часть своей энергии, после нескольких столкновений (около 14) его энергия снизится до уровня тепловой, где вероятность деления 235U максимальна

В «медленных» атомных реакторах происходит деление под действием тепловых нейтронов, которые при 293К подчиняются распределению Максвелла с наиболее вероятной энергией Евер=0,0253 эВ (наиболее вероятная скорость 2200 м/с). Коэффициент размножения - важнейшая характеристика цепной реакции деления, показывающая отношение числа нейтронов данного поколения к числу нейтронов предыдущего поколения в бесконечной Критическая масса –  минимальная масса делящегося вещества, обеспечивающая протекание самоподдерживающейся ядерной цепной реакции деления. Критическая масса тем меньше, чем меньше период полураспада деления и чем выше обогащение рабочего элемента делящимся изотопом. Критический размер делящейся системы можно оценить, если известна длина пробега нейтронов в делящемся материале. Минимальное  значение радиуса шара при котором возникает цепная реакция называется критическим радиусом, а масса соответствующего шара - критической массой.

При прочих равных условиях минимальные критические размеры должны быть у установок сферической формы. Система на тепловых нейтронах имеет самый большой критический объем и минимальную критическую массу.

Запаздывающие нейтроны при делении ядер. Опыт показывает, что малая доля вторичных нейтронов (обычно < 1 %) испускается облученным нейтронами образцом делящегося материала спустя долгое время после прекращения облучения, когда деления ядер в образце тоже, естественно, уже не происходят. Происхождение запаздывающих нейтронов связано с бета-распадом некоторых осколков деления. Если бета-распад происходит на уровень конечного ядра, энергия возбуждения которого превышает энергию связи нейтрона, то распад ядра из этого состояния может произойти не путем испускания гамма-кванта, как обычно, а путем испускания нейтрона. Вылет нейтрона происходит практически в то же мгновение, как только образуется возбужденное ядро, но относительно процесса деления исходного ядра этот момент оказывается отодвинутым на время, которое потребовалось для бета-распада осколка. Поэтому запаздывающие нейтроны вылетают практически одновременно с бета-частицами, и их выход во времени описывается таким же экспоненциальным законом и с тем же периодом полураспада, что и бета-распад осколка.

Доля запаздывающих нейтронов определяется как отношение числа запаздывающих нейтронов к числу всех вторичных нейтронов деления: β = Nзап.n /Nn . Значения β для некоторых ядер при делении их нейтронами различных энергий приведены в табл.1.6.

Таблица 1.6. Доли запаздывающих нейтронов при делении ядер

Исходный

Нуклид

Β (%) при делении ядер

Тепловыми нейтронами

Нейтронами с энергией 2 МэВ

233U

0,24

0,26

235U

0,65

0,60

238U

-

1,7

239Pu

0,21

0,20

Поскольку запаздывающие нейтроны могут возникать при распаде различных ядер -осколков (называемых ядрами - предшественниками запаздывающих нейтронов), каждый из которых распадается со своим периодом полураспада, то и запаздывающие нейтроны образуют несколько групп, каждая из которых имеет свой период полураспада. Основные параметры этих групп приведены в табл. 1.7. В этой таблице относительные выходы запаздывающих нейтронов нормированы на единицу. Энергии запаздывающих нейтронов несколько меньше средней энергии мгновенных нейтронов (2 МэВ), так как они вылетают из менее возбужденных осколков. Периоды полураспада групп запаздывающих нейтронов не совсем точно совпадают с периодами полураспада выделенных предшественников, так как на самом деле предшественников запаздывающих нейтронов гораздо больше – некоторые исследователи находили их до нескольких десятков. Нейтроны от предшественников с близкими периодами сливаются в одну группу с некоторым усредненным периодом, который и заносится в таблицы. По этой же причине выходы групп и их периоды зависят от типа делящегося ядра и энергии первичных нейтронов, так как при изменениях этих двух параметров изменяются выходы осколков деления, а, следовательно – изменяется и состав групп.

Таблица 1.7. Параметры групп запаздывающих нейтронов при делении 235U тепловыми нейтронами

Номер группы

Период полураспада (сек)

Относительный выход

Средняя энергия (кэВ)

Основной предшественник

нуклид

Т (сек)

1

55,72

0,033

250

Br-87

55,6

2

22,72

0,219

460

I-137

24,5

3

6,22

0,196

405

I-138

6,49

4

2,30

0,395

450

5

0,61

0,115

420

 

6

0,23

0,042

-

 

Запаздывающие нейтроны играют определяющую роль в деле управления цепной реакцией деления и работой всего ядерного реактора в целом.

Энергетическая проблема - одна из важнейших проблем, которые сегодня приходится решать человечеству. Уже стали привычными такие достижения науки и техники, как средства мгновенной связи, быстрый транспорт, освоение космического пространства. Но все это требует огромных затрат энергии.
Типы атомных реакторов