Технология и оборудование АЭС. Ядерные реакторы

Некоторые сведения из физики ядерных реакторов. Современная атомная энергетика основана на использовании энергии, выделяющейся при делении ядер урана - 235 , существующего в природе, а также искусственно получаемых делящихся веществ плутония -239 и урана – 233 . Деление этих ядер возможно при определенных условиях, что потребовало создания комплекса приспособлений для осуществления реакции деления — ядерного реактора.

Тепловая энергия, выделяющаяся при делении ядер, отводится из ядерного реактора прокачкой через него жидкого или газообразного теплоносителя. Эта энергия может быть преобразована в электрическую путем получения пара, предназначенного для вращения турбоагрегатов, а также использована для подогрева воды для бытовых, промышленных нужд или непосредственно в энергоемких процессах, например в химической или металлургической промышленности.

Рассмотрим реакцию деления на примере . Деление ядер наиболее вероятно при поглощении низкоэнергетических (тепловых) нейтронов. При поглощении ядром теплового нейтрона образуется ядро в возбужденном состоянии:

Примерно с 85% -ной вероятностью произойдет деление этого ядра на два осколка и с испусканием двух или трех быстрых нейтронов и выделением энергии Е:

Осколки деления представляют собой радиоактивные ядра химических элементов средней части таблицы Менделеева. Нейтроны, образовавшиеся при делении, подразделяются па мгновенные ( - 99%), испускаемые в момент деления, и запаздывающие ( - 1 %), испускаемые при распаде осколков деления.

Средняя энергия запаздывающих нейтронов составляет примерно 0,8 * 10 ^-13 Дж (0,5 МэВ), мгновенных 3,2 * 10 ^-13 Дж (2 МэВ). Чтобы обеспечить самоподдерживающуюся реакцию, необходимо уменьшить энергию образовавшихся быстрых нейтронов, т. е. замедлить их, что возможно при столкновении нейтронов с ядрами легких элементов.

Самоподдерживающаяся реакция деления может происходить только при определенных размерах (объеме) реактора, когда утечка нейтронов уравновешивается их образованием в процессе деления. Такие размеры (объем) называются критическими, а масса ядерного топлива, заполняющего активную зону при критических размерах, — критической. Если размеры реакторов меньше критических, они называются подкритическими, а если больше, то надкритическими.

Чтобы уменьшить утечку нейтронов, активную зону реакторов окружают материалами, хорошо рассеивающими нейтроны,— так называемыми отражателями нейтронов. При наличии отражателя увеличивается количество нейтронов в активной зоне реактора, участвующих в процессе деления, и, следовательно, уменьшаются критические размеры реактора. Кроме того, отражатель обеспечивает некоторое выравнивание плотности потока нейтронов по объему активной зоны п, следовательно, более равномерное выгорание горючего в процессе эксплуатации. Последнее обстоятельство является важным для реакторов атомных электростанций, так как позволяет увеличить время между перегрузками топлива, сопровождающимися остановками реактора и перерывами в энергоснабжении.

Полная энергия, выделяющаяся при делении одного ядра урана, составляет 3,2 * 10 ^-11 Дж (200 МэВ), а тепловая энергия, выделяющаяся при делении 1 г урана, составляет 7,79 * 10¹⁰ Дж, что соответствует сжиганию 2660 кг угля в условном исчислении.

Следует различать электрическую и тепловую мощность АЭС. Электрическая мощность определяется мощностью турбоагрегатов, тепловая — загрузкой топлива и конструктивным решением реактора.

Тепловая мощность реактора с горючим из может быть определена из выражения :

где 3,0 * 10 ^-11 Дж (190 МэВ) —тепловая энергия, выделяющаяся при делении одного ядра под действием теплового нейтрона; Ф — средняя плотность потока тепловых нейтронов в реакторе; р — число ядер делящегося вещества в единице объема активной зоны; V — объем активной зоны реактора; о — микроскопическое сечение деления (для урана- 235 можно принять 585 * 10 ^-24 см²).

Природный уран состоит в основном из двух изотопов содержание которых в естественной смеси соответственно составляет примерно 0,7 и 99,3 % по массе. Если содержание изотопа в уране искусственно увеличено, такой уран называется обогащенным.

При облучении нейтронами в результате следующих цепочек радиоактивных превращений могут быть получены новые делящиеся вещества

Ториевый цикл:

Плутониевый цикл:

Конечные продукты этих реакций, как и уран - 235, могут быть использованы в качестве горючего в ядерных реакторах.

Радиоактивные ядра, образующиеся в реакторе, распадаются с испусканием излучений: альфа-частиц, имеющих заряд и массовое число А = 4; они состоят из двух нейтронов и двух протонов и представляют собой ядра гелия; бета-частиц, имеющих единичный отрицательный заряд, равный заряду электрона и его массе; гамма-частиц, являющихся электромагнитными колебаниями с малой длиной волны или потоком фотонов.