Реферат: Ядерная энергия и ядерные энергетические установки

Реферат

Тема:

«Ядерныереакции. Ядерная энергетика»

Выполнил: ученик 11в классасредней школы №160 г. Санкт-Петербурга

ДунаевИван

2000г.

Содержание

1. КРАТКОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ… 2

1.1. Введение… 2

1.2. Атомное ядро… 2

1.3. Альфа-распад… 2

1.4. Бета-распад… 3

1.5. Гамма-распад… 3

1.6. Ядерные реакторы… 3

1.7. Заключение… 4

2. ВВЕДЕНИЕ… 4

3. АТОМНОЕ ЯДРО… 5

4. ЭНЕРГИЯ СВЯЗИ АТОМНЫХ ЯДЕР… 5

5. РАДИОАКТИВНОСТЬ… 6

5.1. Общие сведения… 6

5.2. Влияние радиации на человека… 6

5.2.1. Радиоактивность атмосферы… 6

5.2.1.1. Естественная радиоактивность атмосферы… 6

5.2.1.2. Искусственная радиоактивность атмосферы… 7

5.2.2. Радиоактивность вод… 7

5.2.3. Радиоактивность горных пород… 8

4.3 Альфа-распад… 8

4.4 Бета-распад… 9

4.5 Позитронный бета-распад… 9

4.6 Электронный захват… 9

4.7 Гамма-распад… 10

5 ДЕЛЕНИЕ АТОМНЫХ ЯДЕР… 10

5.3 Общие сведения… 10

5.4 Продукты деления… 11

6 ВЗАИМОДЕЙСТВИЕ НЕЙТРОНОВ С АТОМНЫМИ ЯДРАМИ… 11

7 ЦЕПНАЯ ЯДЕРНАЯ РЕАКЦИЯ… 12

7.3 Ядерные реакторы… 12

8 ТЕХНИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ… 13

8.3 Особенности ядерного реактора как источника теплоты… 13

8.4 Устройство энергетических ядерных реакторов… 14

8.5 Требования к конструкциям активной зоны и еехарактеристики… 15

8.6 Классификация реакторов… 17

9 Заключение… 21

10 Литература… 22

1. КРАТКОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ1.1. Введение.

Энергетика — важнейшая отрасль народного хозяйства,охватывающая энергетические ресурсы, выработку, преобразование, передачу ииспользование различных видов энергии. Это основа экономики государства.

В мире идет процесс индустриализации, который требуетдополнительного расхода материалов, что увеличивает энергозатраты. С ростомнаселения увеличиваются энергозатраты на обработку почвы, уборку урожая,производство удобрений и т.д.

В настоящее время многие природные легкодоступныересурсы планеты исчерпываются. Добывать сырье приходится на большой глубине илина морских шельфах. Ограниченные мировые запасы нефти и газа, казалось бы,ставят человечество перед перспективой энергетического кризиса. Однакоиспользование ядерной энергии дает человечеству возможность избежать этого,так как результаты фундаментальных исследований физики атомного ядра позволяютотвести угрозу энергетического кризиса путем использования энергии, выделяемойпри некоторых реакциях атомных ядер.

1.2. Атомное ядро.

Атомноеядро характеризуется зарядом Ze, массой М, спином J,магнитным и электрическим квадрупольныммоментом Q, определенным радиусом R,изотопическим спином Т и состоит из нуклонов — протонов и нейтронов. Всеатомные ядра разделяются на стабильные и нестабильные. Свойствастабильных ядер остаются неизменными неограниченно долго.Нестабильные же ядра испытывают различного рода превращения.

Явлениерадиоактивности, или спонтанного распада ядер, была открыта французским физикомА. Беккерелем в 1896 г. Он обнаружил, что уран и его соединения испускают лучиили частицы, проникающие сквозь непрозрачные тела и способные засвечиватьфотопластинку, Беккерель установил, что интенсивность излучения пропорциональнатолько концентрации урана и не зависит от внешних условий (температура,давление) и от того, находится ли уран в каких-либо химических соединениях.

1.3. Альфа-распад.

Энергиясвязи ядра характеризует его устойчивость к распаду на составные части. Еслиэнергия связи ядра меньше энергии связи продуктов его распада, то это означает,что ядро может самопроизвольно (спонтанно) распадаться. При альфа-распаде альфа-частицы уносят почти всю энергию и только 2 % ее приходится на вторичноеядро. При альфа-распаде массовое число изменяется на 4 единицы, а атомный номерна две единицы.

1.4. Бета-распад.

Этопроцесс превращения атомного ядра в другое ядро с изменением порядкового номерабез изменения массового числа. Различают три типа b-распада: электронный, позитронный и захват орбитального электронаатомным ядром. Последний тип распада принято также называть К-захватом,поскольку при этом наиболее вероятно поглощение электрона с ближайшей к ядру Коболочки. Поглощение электронов с L и М оболочек также возможно, но менее вероятно.Период полураспада b -активных ядер изменяется в очень широких пределах.

Приэлектронном распаде остаточное ядро имеет порядковый номер на единицу большеисходного при сохранении массового числа. Это означает, что в остаточном ядречисло протонов увеличилось на единицу, а число нейтронов, наоборот, сталоменьше: N=A-(Z+1).

1.5. Гамма-распад.

Стабильные ядранаходятся в состоянии, отвечающем наименьшей энергии. Это состояние называетсяосновным. Однако путем облучения атомных ядер различными частицами иливысокоэнергетическими протонами им можно передать определенную энергию и,следовательно, перевести в состояния, отвечающие большей энергии. Переходячерез некоторое время из возбужденного состояния в основное, атомное ядро можетиспустить или частицу, если энергия возбуждения достаточно высока, иливысокоэнергетическое электромагнитное излучение — гамма-квант.

1.6. Ядерные реакторы.

При делениитяжелых ядер образуется несколько свободных нейтронов. Это позволяеторганизовать так называемую цепную реакцию деления, когда нейтроны,распространяясь в среде, содержащей тяжелые элементы, могут вызвать их делениес испусканием новых свободных нейтронов. Если среда такова, что число вновьрождающихся нейтронов увеличивается, то процесс деления лавинообразнонарастает. В случае, когда число нейтронов при последующих деленияхуменьшается, цепная ядерная реакция затухает.

Ядернымреактором называется устройство, вкотором осуществляется и поддерживается управляемая цепная реакция делениянекоторых тяжелых ядер.

Приработе реактора в тепловыводящих элементах (твэлах), а также во всех егоконструктивных элементах в различных количествах выделяется теплота. Этосвязано, прежде всего, с торможением осколков деления, их бета — игамма-излучениями, а также ядер, испытывающих взаимодействие с нейтронами, и, наконец,с замедлением быстрых нейтронов. Осколки при делении ядра топливаклассифицируются по скоростям, соответствующим температуре в сотни миллиардовградусов.

1.7. Заключение.

Энергетическаяпроблема — одна из важнейших проблем, которые сегодня приходится решать человечеству.Уже стали привычными такие достижения науки и техники, как средства мгновеннойсвязи, быстрый транспорт, освоение космического пространства. Но все этотребует огромных затрат энергии. Резкий рост производства и потребления энергиивыдвинул новую острую проблему загрязнения окружающей среды, котороепредставляет серьезную опасность для человечества.

Мировыеэнергетические потребности в ближайшее десятилетия будут интенсивно возрастать.Какой-либо один источник энергии не сможет их обеспечить, поэтому необходиморазвивать все источники энергии и эффективно использовать энергетическиересурсы.

На ближайшем этапе развитияэнергетики (первые десятилетия XXIв.) наиболее перспективными останутсяугольная энергетика и ядерная энергетика с реакторами на тепловых и быстрыхнейтронах. Однако можно надеяться, что человечество не остановится на путипрогресса, связанного с потреблением энергии во всевозрастающих количествах.

/>/>/>/>2. ВВЕДЕНИЕ

Энергетика — важнейшая отрасль народного хозяйства, охватывающаяэнергетические ресурсы, выработку, преобразование, передачу и использование различныхвидов энергии. Это основа экономики государства.

В мире идет процесс индустриализации, который требует дополнительногорасхода материалов, что увеличивает энергозатраты. С ростом населенияувеличиваются энергозатраты на обработку почвы, уборку урожая, производствоудобрений и т.д.

В настоящее время многие природные легкодоступные ресурсы планетыисчерпываются. Добывать сырье приходится на большой глубине или на морскихшельфах. Ограниченные мировые запасы нефти и газа, казалось бы, ставятчеловечество перед перспективой энергетического кризиса. Однако использованиеядерной энергии дает человечеству возможность избежать этого, так какрезультаты фундаментальных исследований физики атомного ядра позволяют отвестиугрозу энергетического кризиса путем использования энергии, выделяемой принекоторых реакциях атомных ядер.

3. />/>/>/>АТОМНОЕ ЯДРО

Число нуклоновА в ядре называется массовым числом. Число Zназывают зарядовым числом ядра или атомным номером.Поскольку Z определяет число протонов, а А — числонуклонов в ядре, то число нейронов в атомном ядре N=A-Z.Атомные ядра с одинаковыми Z, но различными А называются изотопами. Всреднем на каждое значение Z приходится около трех стабильных изотопов. Например, 28Si, 29Si, 30Siявляются стабильными изотопами ядра Si.Кроме стабильных изотопов, большинствоэлементов имеют и нестабильные изотопы, для которыххарактерно ограниченное время жизни.

Ядра содинаковым массовым числом А называются изобарами, а с одинаковым числомнейтронов—изотонами.

Всеатомные ядра разделяются на стабильные и нестабильные. Свойствастабильных ядер остаются неизменными неограниченно долго.Нестабильные же ядра испытывают различного рода превращения.

/>/>/>/>4. ЭНЕРГИЯ СВЯЗИ АТОМНЫХ ЯДЕР

Экспериментальныеизмерения масс атомных ядер, выполненные с большой точностью,показывают, что масса ядра всегда меньше суммы масс составляющихего нуклонов.

Энергиясвязи — это энергия, которуюнеобходимо затратить, чтобы разделить ядро на составляющие его нуклоны. Энергия связи, отнесенная к массовому числу А,называется средней энергией связи нуклона в атомном ядре (энергия связина один нуклон). Энергия связи приблизительно постоянна для всех стабильныхядер и примерно равна 8 МэВ. Исключением является область легких ядер, гдесредняя энергия связи растет от нуля (А=1) до 8 МэВ для ядра 12С.Аналогично энергия связи на один нуклон можно ввести энергию связи ядраотносительно других составных его частей. В отличие от средней энергии связинуклонов количество энергии связи нейрона и протона изменяется от ядра к ядру.Часто вместо энергии связи используют величину, называемую дефектом массы и равную разности масс и массового числаатомного ядра.

/>/>/>/>5. РАДИОАКТИВНОСТЬ/>/>/>/>5.1. Общиесведения.

Английскими физиками Э. Резерфордом и Ф. Содди было доказано, что во всехрадиоактивных процессах происходят взаимные превращения атомных ядер химическихэлементов. Изучение свойств излучения, сопровождающего эти процессы в магнитноми электрическом полях, показало, что оно разделяется на a — частицы (ядра гелия), b- частицы(электроны) и g- лучи (электромагнитное излучение с очень малойдлиной волны).

Атомное ядро,испускающее g-кванты, a-, b- или другие частицы, называется радиоактивным ядром. В природесуществует 272 стабильных атомных ядра. Все остальные ядра радиоактивны иназываются радиоизотопами.

/>/>/>5.2. Влияниерадиации на человека

Влияние радиации на человекаопределяется как искусственной, так и естественной радиоактивностью окружающейсреды, а именно, радиоактивностью атмосферы, вод и горных пород, составляющихпочву.

/>/>/>5.2.1. Радиоактивность атмосферы.

Радиоактивностьатмосферы обусловлена присутствием в атмосфере радиоактивных газов и аэрозолей,попадающих в неё в результате процессов, происходящих в природе, и деятельностичеловека. Соответственно различают естественную и искусственную радиоактивностьатмосферы.

/>/>/>5.2.1.1.Естественнаярадиоактивность атмосферы.

Естественныерадиоактивные газы являются изотопами радона: 222Rn — радон, 220Rn— торон, 219Rn — актинон, и образуются вследствие радиоактивногораспада 238U, 232Th и 235U. Они поступают ватмосферу с почвенным воздухом при обмене его с атмосферным (эксхаляция) илипутём диффузии. При радиоактивном распаде изотопов Rn образуются аэрозольныепродукты их распада, так как возникающие при этом химические элементы относятсяк металлам и не летучи при обычных условиях (полоний, висмут и другие). Приэтом 222Rn распространяется в пределах тропосферы, а егодолгоживущие продукты распада 210Pb(RaD), 210Bi(RaE), 210Po(RaF)обнаружены в стратосфере. Содержание 222Rn в воздухе над океанами надва порядка ниже, чем над материками, а концентрация над земной поверхностьюуменьшается примерно вдвое на каждый километр высоты. Торон и актинонвследствие малого значения периода полураспада (в пределах одной минуты)присутствуют только у земной поверхности. Продукт распада торона 212Pbобнаруживается в нижней тропосфере. В воздухе над океанами 220Rn, 219Rnи их продукты распада практически отсутствуют.

Основнаямасса естественных радиоактивных изотопов (7Be, 10Be, 35S,32P, 33P,22Na, 14C,3H),возникающих при взаимодействии космического излучения с ядрами атомовхимических элементов, входящих в состав воздуха, образуется в стратосфере, гдеи отмечаются наибольшие их концентрации.

/>/>/>5.2.1.2.Искусственнаярадиоактивность атмосферы.

Искусственныерадиоактивные аэрозоли образуются при ядерных взрывах, а также при технологическихили аварийных выбросах на предприятиях атомной промышленности. Через несколькодесятков секунд после взрыва они содержат около 100 различных радиоактивныхизотопов; наиболее токсичными из них считаются 90Sr, 137Cs,14C, 131I. Высота заброса в атмосферу радиоактивныхаэрозолей зависит от мощности и высоты ядерного взрыва, а характерраспространения — от размеров частиц и от высоты заброса их в атмосферу.Основной механизм очищения атмосферы от радиоактивных аэрозолей — выпадениеосадков. Среднее время t пребывания радиоактивного аэрозоля в нижнейтропосфере (до момента его выпадения на земную поверхность) порядка несколькосуток, а в верхней тропосфере 20-40 суток. Радиоактивные аэрозоли, попавшие внижние слои стратосферы, имеют t около года и выше. Радиоактивное загрязнение атмосферы от предприятий атомной промышленности имеетчаще всего локальный характер; однако, 85Kr распределён по всейтропосфере.

Изучениераспространения естественных радиоактивных аэрозолей, а также продуктов ядерныхвзрывов позволило получить некоторые характеристики физики атмосферы, например,скорости обмена между атмосферами полушарий, а также между стратосферой итропосферой.

/>/>/>5.2.2. Радиоактивность вод.

Радиоактивностьвод обусловлена присутствием в водах радиоактивных веществ, поступающих из атмосферыи вымываемых из почв и горных пород. В водах присутствуют как естественныеприродные изотопы (40K, 222Rn, 226Ra, 238Uи другие), так и искусственные (в основном 90Sr, 90Y и 137Cs),возникшие вследствие ядерных взрывов и ядерных аварий. Как видно из таблицы 1,содержание естественных радиоактивных веществ в водах в зависимости от ихпроисхождения колеблется в значительной степени.

Таблица 1.

Происхождение воды

Концентрация в 10-12кюри/л

40К

226Ra

222Rn

238U

Подземные воды 4(до 26) до 200 2.4 (до 40) Источники и ручьи до 140

до 3·104

до 4 Речные воды 8 0.2 (до 0.8) 0.2-0.3 0.2 (до 20) Озёрные воды 13 1 (до 8) 3 Морская вода 300 0.08 (до 45) 0.7

Искусственныерадиоактивные вещества в воды поступают вместе с осадками из атмосферы. Так, врезультате активных испытаний ядерного оружия концентрация 90Sr вприродных водах до 1968 непрерывно возрастала, достигая в отдельных случаях 1·10-11кюри/л. Другой основной источникпопадания искусственных радиоактивных веществ в водоёмы — сбросные водыпредприятий по производству ядерного топлива.

/>/>/>5.2.3. Радиоактивность горных пород.

Радиоактивностьгорных пород определяется содержанием в них радиоактивных элементов 238U,235U, 232Th и 40K. Содержание другихрадиоактивных изотопов (87Rb, 150Nd и другие) существенноне влияет на общую радиоактивность, так как скорость их радиоактивного распадакрайне мала. Среднее содержание изотопов урана в земной коре (до глубины 16километров) составляет около 2,5*10-4 %, тория 1,3*10-3%,радиоактивного изотопа калия 0,029%. Кроме того, в горных породах присутствуютпродукты распада радиоактивных элементов, которые иногда мигрируют в окружающиепороды и образуют в земной коре струи подземных газов (гелий, аргон и т.д.). Впочвах накапливается радон, имеющий радиогенное происхождение.

Среди извержённых горныхпород наибольшей радиоактивностью обладают кислые (U—3.5*10-4; Th—1.8*10-3), наименьшей — ультраосновные породы (U—3*10-7;Th—5*10-7). В кристаллических горных породах радиоактивные элементычастично входят в состав ортита, циркона, монацита, апатита, сфена и других, атакже частично присутствуют в форме окислов, химически не связанных с определённымиминералами.

Содержаниерадиоактивных элементов в осадочных горных породах определяется их происхождением;максимальные концентрации в органогенных осадках обусловлены присутствиемуглерода органического происхождения, фосфатов и других веществ, являющихсяважными осадителями урана (напротив, хемогенные осадки — гипс, каменная соль —отличаются низкой радиоактивностью).

4.3 />/>/>Альфа-распад.

Энергиясвязи ядра характеризует его устойчивость к распаду на составные части. Еслиэнергия связи ядра меньше энергии связи продуктов его распада, то это означает,что ядро может самопроизвольно (спонтанно) распадаться. При альфа-распаде альфа-частицыуносят почти всю энергию и только 2 % ее приходится на вторичное ядро. Приальфа-распаде массовое число изменяется на 4 единицы, а атомный номер на двеединицы.

Начальнаяэнергия альфа-частицы составляет 4-10 МэВ. Поскольку альфа-частицы имеют большуюмассу и заряд, длина их свободного пробега в воздухе невелика. Так, например,длина свободного пробега в воздухе альфа-частиц, испускаемых ядром урана, равна2,7 см, а испускаемых радием, — 3,3 см.

/>/>/>/>4.4 Бета-распад.

Числобета-активных ядер, известных в настоящее время, составляет около полутора тысяч,но только 20 из них являются естественными бета-радиоактивными изотопами. Всеостальные получены искусственным путем.

Непрерывноераспределение по кинетической энергии испускаемых при распаде электронов объясняетсятем обстоятельством, что наряду с электроном испускается и антинейтрино. Еслибы не было антинейтрино, то электроны имели бы строго определенный импульс,равный импульсу остаточного ядра. Резкий обрыв спектра наблюдается при значениикинетической энергии, равной энергии бета-распада. При этом кинетическиеэнергии ядра и антинейтрино равны нулю и электрон уносит всю энергию, выделяющихсяпри реакции.

/>/>/>/>4.5 Позитронныйбета-распад.

При позитронном распаде сохраняется полное число нуклонов, но в конечном ядре наодин нейтрон больше, чем в исходном. Таким образом, позитронный распад можетбыть интерпретирован как реакция превращения внутри ядра одного протона внейтрон с испусканием позитрона и нейтрино.

/>/>/>/>4.6 Электронныйзахват.

Кэлектронному захвату относится процесс поглощения атомом одного изорбитальных электронов своего атома. Поскольку наиболее вероятен захватэлектрона с орбиты, наиболее близко расположенных к ядру, то с наибольшейвероятность поглощаются электроны К-оболочки. Поэтому этот процесс называетсятакже К-захватом.

Сгораздо меньшей вероятностью происходит захват электронов с L-,M-оболочек.После захвата электрона с К-оболочки происходит ряд переходов электроновс орбиты на орбиту, образуется новое атомное состояние испускается рентгеновскийквант.

/>/>/>/>4.7 Гамма-распад.

Стабильныеядра находятся в состоянии, отвечающем наименьшей энергии. Это состояние называетсяосновным. Однако путем облучения атомных ядер различными частицами иливысокоэнергетическими протонами им можно передать определенную энергию и,следовательно, перевести в состояния, отвечающие большей энергии. Переходячерез некоторое время из возбужденного состояния в основное, атомное ядро можетиспустить или частицу, если энергия возбуждения достаточно высока, иливысокоэнергетическое электромагнитное излучение — гамма-квант.

Посколькувозбужденное ядро находится в дискретных энергетических состояниях, то игамма-излучение характеризуется линейчатым спектром.

/>/>/>/>5 ДЕЛЕНИЕ АТОМНЫХ ЯДЕР/>/>/>/>5.3 Общиесведения.

Явлениеделения тяжелых атомных ядер на два осколка было открыто Ганом и Штрассманом в1939 г. При изучении взаимодействия нейтронов различных энергий и ядер урана.Несколько позже, в 1940 г. советские физики К.А.Петржак и Г.И. Флеровобнаружили самопроизвольное (спонтанное) деление ядер урана. При спонтанномделение и делении, вызванном нейронами, как правило, образуется асимметричныеосколки, отношение масс которых примерно равно 3: 2.

Приреакции деления выделяется очень большая энергия. Энергия делениявысвобождается в виде кинетической энергии ядер-осколков, кинетической энергиииспускаемых ядрами-осколками электронов, гамма-квантов, нейтрино, нейтронов.

Основнаячасть энергии деления приходится на энергию ядер-осколков, поскольку поддействием кулоновских сил отталкивания они приобретают большую кинетическуюэнергию. Основная часть энергии деления выделяется в виде кинетической энергииядер-осколков.

Замечательными чрезвычайно важным свойством реакции деления является то, что в результате деленияобразуется несколько нейтронов. Это обстоятельство позволяет создать условиядля поддержания стационарной или развивающейся во времени цепной реакцииделения ядер. Действительно, если в среде, содержащей делящиеся ядра, одиннейтрон вызывают реакцию деления, то образующиеся в результате реакции нейтронымогут с определенной вероятностью вызвать деление ядер, что может привести присоответствующих условиях к развитию неконтролируемого процесса деления. Числовторичных нейтронов не постоянно для всех тяжелых ядер и зависит как от энергиивызвавшего деление нейтрона, так и от свойств ядра-мишени. Среди нейтроновделения кроме так называемых мгновенных нейтронов, испускаемых за10-15 с после процесса деления, есть также и запаздывающиенейтроны. Они испускаются в течение нескольких минут с постепенно убывающейинтенсивность. Мгновенные нейтроны составляют более 99% полного числа нейтроновделения, а их энергия заключена в широком диапазоне: от тепловой энергии и доэнергии приблизительно равной 10 МэВ.

Запаздывающиенейтроны испускаются возбужденными ядрами образующихся после бета-распадапродуктов деления — ядер-предшественников. Поскольку испускание нуклоноввозбужденным ядром происходит мгновенно, то во время испускания запаздывающегонейтрона после акта деления будет определяться постоянной распада ядра-предшественника.

/>/>/>/>5.4 Продуктыделения.

Врезультате деления тяжелых ядер образуются, как правило, два ядра-осколка сразличной массой. В среднем отношение масс легких и тяжелых осколков равно 2:3. Как правило, ядра-осколки имеют большой избыток нейтронов и поэтомунеустойчивы относительно бета-распада. Массовые числа А продуктовделения меняются от 72 до 161, а атомные номера от 30 до 65. Вероятность симметричногоделения на два осколка с приблизительно равными массами составляет всего0,04%. Доля симметричного деления возрастает по мере увеличения энергиипервичного нейтрона, вызывающего деление атомного ядра.

/>/>/>/>6 ВЗАИМОДЕЙСТВИЕ НЕЙТРОНОВ С АТОМНЫМИ ЯДРАМИ

Различныечастицы (нейтроны, протоны, электроны, гамма-кванты и т.д.) могутвзаимодействовать с атомными ядрами. Характер взаимодействия зависит от энергиичастиц, их типа и свойств атомного ядра. Для оценки вероятности взаимодействиявводится величина, называемая микроскопическим сечением взаимодействия.Физический смысл ее состоит в следующем. Пусть пучок нейтронов интенсивностью No падает на мишень, состоящую из одного слоя ядер. Числоядер на единице поверхности равно М. Предположим, что при прохождениипучка через такой слой часть нейтронов поглотиться в нем и через слой прошло N`. Тогдавероятность взаимодействия одного нейтрона с одним атомным ядром:

Этои есть микроскопическое сечение, представляющее собой эффективную площадьпоперечного сечения атомного ядра, попав в которое налетающая частица вызываетядерную реакцию или испытывает рассеяние.

Впроцессе экспериментальных исследований энергетической зависимости сечения взаимодействия частиц и различных атомных ядер было обнаружено, что приопределенных энергиях значения сечений резко возрастают, а при дальнейшемувеличении энергии снова уменьшаются. Это явление называется резонансом.

Впрактике реакторостроения нейтроны по энергии принято делить на следующиегруппы: быстрые нейтроны с энергией 0,10 — 10 МэВ, тепловые нейтроны,находящиеся в тепловом равновесии с ядрами среды и имеющие энергию 0,005 — 0,2эВ, и промежуточные (2 — 102 эВ) и надтепловые (0,2 — 2 эВ).

Привзаимодействии нейтрона и ядер могут протекать следующие реакции: упругоерассеяние, неупругое рассеяние, радиационный захват, деление. Вероятностьпротекания определенной реакции характеризуется микроскопическими сечениями. Взависимости от энергии нейтрона сечения могут изменятся. Так, в области быстрыхнейтронов сечение радиационного захвата примерно в 100 раз меньше сечения захвататепловых нейтронов. Сечение упругого рассеяния, как правило, почти постоянноедля энергии выше 1 эВ.

Нарядус микроскопическими сечениями на практике используются также макроскопическиесечения, под которыми понимают вероятность взаимодействия частицы в единицеобъема вещества. Если в единице объема число ядер определенного типа есть N,то макроскопическое сечение = микроскопическое сечение S=sN. Как и микроскопическое, макроскопическое сечениетакже характеризует определенный тип ядерной реакции.

/>/>/>/>7 ЦЕПНАЯ ЯДЕРНАЯ РЕАКЦИЯ/>/>/>/>7.3 Ядерныереакторы.

Приделении тяжелых ядер образуется несколько свободных нейтронов. Это позволяеторганизовать так называемую цепную реакцию деления, когда нейтроны,распространяясь в среде, содержащей тяжелые элементы, могут вызвать их делениес испусканием новых свободных нейтронов. Если среда такова, что число вновьрождающихся нейтронов увеличивается, то процесс деления лавинообразнонарастает. В случае, когда число нейтронов при последующих деленияхуменьшается, цепная ядерная реакция затухает.

Дляполучения стационарной цепной ядерной реакции, очевидно, необходимо создатьтакие условия, чтобы каждое ядро, поглотившее нейтрон, при делении выделяло всреднем один нейтрон, идущий на деление второго тяжелого ядра.

Цепнаяядерная реакция в реакторе может осуществляться только при определенномколичестве делящихся ядер, которые могут делиться при любой энергии нейтронов.Из делящихся материалов важнейшим является изотоп 235U,доля которого в естественном уране составляет всего 0,714 %.

Хотя238U и делится нейтронами, энергия которых превышает 1,2МэВ, однако самоподдерживающаяся цепная реакция на быстрых нейтронах в естественномуране не возможна из-за высокой вероятности неупругого взаимодействия ядер 238U сбыстрыми нейтронами. При этом энергия нейтронов становится ниже пороговойэнергии деления ядер 238U.

Использованиезамедлителя приводит к уменьшению резонансного поглощения в 238U,так как нейтрон может пройти область резонансных энергий в результатестолкновения с ядрамизамедлителя и поглотиться ядрами 235U, 239Pu, 233U, сечение деления которых существенно увеличивается суменьшением энергии нейтронов. В качестве замедлителей используют материалы смалым массовым числом и небольшим сечением поглощения (вода, графит, бериллий идр.).

Дляхарактеристики цепной реакции деления используется величина, называемаякоэффициентом размножения К. Это отношение числа нейтронов определенногопоколения к числу нейтронов предыдущего поколения. Для стационарной цепнойреакции деления К=1. Размножающаяся система (реактор), в которой К=1,называется критической. Если К>1, число нейтронов в системеувеличивается, и она в этом случае называется надкритической. При К< 1 происходит уменьшение числа нейтронов и система называется подкритической. Встационарном состоянии реактора число вновь образующихся нейтронов равно числунейтронов, покидающих реактор (нейтроны утечки) и поглощающихся в его пределах.В критическом реакторе присутствуют нейтроны всех энергий. Они образуют такназываемый энергетический спектр нейтронов, который характеризует числонейтронов различных энергий в единице объема в любой точке реактора. Средняяэнергия спектра нейтронов определяется долей замедлителя, делящихся ядер (ядрагорючего) и других материалов, которые входят в состав активной зоны реактора.Если большая часть делений происходит при поглощении тепловых нейтронов, тотакой реактор называется реактором на тепловых нейтронах. Энергия нейтронов втакой системе не превышает 0.2 эВ. Если большая часть делений в реакторепроисходит при поглощении быстрых нейтронов, такой реактор называется реакторомна быстрых нейтронах.

Вактивной зоне реактора на тепловых нейтронах наряду с ядерным топливомнаходится значительная масса замедлителя-вещества, отличающегося большимсечением рассеяния и малым сечением поглощения.

Активнаязона реактора практически всегда, за исключением специальных реакторов,окружена отражателем, возвращающим часть нейронов в активную зону за счетмногократного рассеяния.В реакторах на быстрых нейронах активнаязона окружена зонами воспроизводства. В них происходит накопление делящихсяизотопов. Кроме того, зоны воспроизводства выполняют и функции отражателя. Вядерном реакторе происходит накопления продуктов деления, которые называютсяшлаками. Наличие шлаков приводит к дополнительным потерям свободных нейтронов.

Ядерныереакторы в зависимости от взаимного размещения горючего и замедлителяподразделяются на гомогенные и гетерогенные. В гомогенном реакторе активнаязона представляет собой однородную массу топлива, замедлителя и теплоносителя в виде раствора, смеси или расплава. Гетерогенным называется реактор, в которомтопливо в виде блоков или тепловыделяющих сборок размещено в замедлителе,образуя в нем правильную геометрическую решетку.

/>/>/>/>8 ТЕХНИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ/>/>/>/>8.3 Особенностиядерного реактора как источника теплоты.

Действительно,Е= mu2= 3RT,где Е — кинетическая энергия осколков, МэВ; R = 1,38·10-23 Дж/К — постоянная Больцмана. Учитывая, что 1 МэВ = 1,6·10-13 Дж, получим 1,6·10-6 Е =2,07·10-16 Т, Т = 7,7·109 E. Наиболее вероятные значения энергии для осколковделения равны 97 МэВ для легкого осколка и 65 МэВ для тяжелого. Тогдасоответствующая температура для легкого осколка равна 7,5·1011 К,тяжелого — 5·1011<sup/>К. Хотя достижимая вядерном реакторе температура теоретически почти неограниченна, практическиограничения определяются предельно допустимой температурой конструкционныхматериалов и тепловыделяющих элементов.

Особенностьядерного реактора состоит в том, что 94% энергии деления превращается в теплотумгновенно, т.е. за время, в течение которого мощность реактора или плотностьматериалов в нем не успевает заметно измениться. Поэтому при изменении мощностиреактора тепловыделение следует без запаздывания за процессом деления топлива.Однако при выключении реактора, когда скорость деления уменьшается более чем вдесятки раз, в нем остаются источники запаздывающего тепловыделения (гамма — ибета-излучение продуктов деления), которые становятся преобладающими.

Мощностьядерного реактора пропорциональна плотности потока нейронов в нем, поэтомутеоретически достижима любая мощность. Практически же предельная мощностьопределяется скоростью отвода теплоты, выделяемой в реакторе. Удельныйтеплосъем в современных энергетических реакторах составляет 102 — 103 МВт/м3,в вихревых — 104 — 105 МВт/м3.

Отреактора теплота отводится циркулирующим через него теплоносителем.Характерной особенностью реактора является остаточное тепловыделение послепрекращения реакции деления, что требует отвода теплоты в течение длительноговремени после остановки реактора. Хотя мощность остаточного тепловыделениязначительно меньше номинальной, циркуляция теплоносителя через реактор должнаобеспечиваться очень надежно, так как остаточное тепловыделение регулироватьнельзя. Удаление теплоносителя из работавшего некоторое время реакторакатегорически запрещено во избежание перегрева и повреждения тепловыделяющихэлементов.

/>/>/>/>8.4 Устройствоэнергетических ядерных реакторов.

Энергетическийядерный реактор — это устройство, в котором осуществляется управляемая цепнаяреакция деления ядер тяжелых элементов, а выделяющаяся при этом тепловаяэнергия отводится теплоносителем. Главным элементом ядерного реактора являетсяактивная зона. В нем размещается ядерное топливо и осуществляется цепнаяреакция деления. Активная зона представляет собой совокупность определеннымобразом размещенных тепловыделяющих элементов, содержащих ядерное топливо. Вреакторах на тепловых нейтронах используется замедлитель. Через активнуюзону прокачивается теплоноситель, охлаждающий тепловыделяющие элементы. Внекоторых типах реакторов роль замедлителя и теплоносителя выполняет одно и тоже вещество, например обычная или тяжелая вода.

Дляуправления работой реактора в активную зону вводятся регулирующие стержни изматериалов, имеющих большое сечение поглощения нейтронов. Активная зонаэнергетических реакторов окружена отражателем нейтронов — слоем материалазамедлителя для уменьшения утечки нейтронов из активной зоны. Кроме того,благодаря отражателю происходит выравнивание нейтронной плотности иэнерговыделения по объему активной зоны, что позволяет при данных размерах зоныполучить большую мощность, добиться более равномерного выгорания топлива,увеличить продолжительность работы реактора без перегрузки топлива и упроститьсистему теплоотвода. Отражатель нагревается за счет энергии замедляющихся и поглощаемыхнейтронов и гамма-квантов, поэтому предусматривается его охлаждение. Активнаязона, отражатель и другие элементы размещаются в герметичном корпусе иликожухе, обычно окруженном биологической защитой.

/>/>/>/>8.5 Требованияк конструкциям активной зоны и ее характеристики.

Активнаязона реактора должна быть спроектирована так, чтобы исключалась возможность непредусмотренногоперемещения ее составляющих, приводящего к увеличению реактивности. Основнойконструктивной деталью гетерогенной активной зоны является тепловыводящийэлемент, в значительной мере определяющий ее надежность, размеры и стоимость. Вэнергетических реакторах, как правило, используются стержневые твэлы с топливомв виде прессованных таблеток двуокиси урана, заключенных в оболочку из сталиили циркониевого сплава. Твэлы для удобства собираются в тепловыделяющие сборки(ТВС), которые устанавливаются в активной зоне ядерногореактора.

Втвэлах происходит генерация основной доли тепловой энергии и передача еетеплоносителю. Более 90% всей энергии, освобождающейся при делении тяжелыхядер, выделяется внутрь твэлов и отводится обтекающим твэлы теплоносителем. Твэлыработают в очень тяжелых тепловых режимах: максимальная плотность тепловогопотока от твэла к теплоносителю достигает (1 — 2)·106<sup/>Вт/ м2,тогда как в современных паровых котлах она равна (2 — 3)·105 Вт/м2. Кроме того, в сравнительно небольшомобъеме ядерного топлива выделяется большое количество теплоты, т.е.энергонапряженность ядерного топлива также очень высока. Удельноетепловыделение в активной зоне достигает 108-109 Вт/м3,в то время как в современных паровых котлах оно не превышает 107Вт/м3.

Большиетепловые потоки, проходящие через поверхность твэлов, и значительнаяэнергонапряженность топлива требуют исключительно высокой стойкости инадежности твэлов. Помимо этого, условия работы твэлов осложняются высокой рабочейтемпературой, достигающей 300 — 600 oС наповерхности оболочки, возможностью тепловых ударов, вибрацией, наличием потоканейтронов (флюенс достигает 1027 нейтрон/м2).

Ктвэлам предъявляются высокие технические требования: простота конструкции;механическая устойчивость и прочность в потоке теплоносителя, обеспечивающаясохранение размеров и герметичности; малое поглощение нейтронов конструкционнымматериалом твэла и минимум конструкционного материла в активной зоне;отсутствие взаимодействие ядерного топлива и продуктов деления с оболочкойтвэлов, теплоносителем и замедлителем при рабочих температурах. Геометрическаяформа твэла должна обеспечивать требуемое соотношение площади поверхности иобъема и максимальную интенсивность отвода теплоты теплоносителем от всей поверхности твэла, а такжегарантировать большую глубину выгорания ядерного топлива и высокуюстепень удержания продуктов деления. Твэлы должны обладать радиационнойстойкостью, иметь требуемые размеры и конструкцию, обеспечивающие возможностьбыстрого проведения перегрузочных операций; обладать простотой и экономичностьюрегенерации ядерного топлива и низкой стоимостью.

Вцелях безопасности надежная герметичность оболочек тепловыводящих элементовдолжна сохраняться в течение всего срока работы активной зоны (3 -5 лет) ипоследующего хранения отработавших твэлов до отправки на переработку (1 -3года). При проектировании активной зоны необходимо заранее установить иобосновать допустимые пределы повреждения твэлов (количество и степень повреждения).Активная зона проектируется таким образом, чтобы при работе на протяжении всегоее расчетного срока службы не превышалисьустановленные пределы повреждения твэлов.Выполнение указанных требований обеспечивается конструкцией активной зоны,качеством теплоносителем, характеристиками и надежностью системы теплоотвода. Впроцессе эксплуатации возможно нарушение герметичности оболочек отдельныхтвэлов. Различают два вида такого нарушения: образование микротрещин, черезкоторые газообразные продукты деления выходят из твэла в теплоноситель (дефекттипа газовой плотности); возникновение дефектов, при которых возможен прямойконтакт топлива с теплоносителем.

Условияработы твэлов в значительной мере определяются конструкцией активной зоны,которая должна обеспечивать проектную геометрию размещения твэлов и необходимоес точки зрения температурных условий распределения теплоносителя. Черезактивную зону при работе реактора из мощности должен поддерживаться стабильныйрасход теплоносителя, гарантирующего надежный теплоотвод. Активная зона должнабыть оснащена датчиками внутриреакторного контроля, которые дают информацию ораспределении мощности, нейтронного потока, температурныхусловиях твэлов и расходе теплоносителя.

Активнаязона энергетического реактора должна быть спроектирована так, чтобы внутренниймеханизм взаимодействия нейтронно-физических и теплофизических процессов прилюбых возмущениях коэффициента размножения устанавливал новый безопасный уровень мощности. Практически безопасность ядерной энергетической установкиобеспечивается, с одной стороны, устойчивостью реактора (уменьшениемкоэффициента размножения с ростом температуры и мощности активной зоны), а сдругой стороны — надежностью системы автоматического регулирования и защиты.

Сцелью обеспечения безопасности в глубину конструкция активной зоны ихарактеристики ядерного топлива должны исключать возможность образованиякритических масс делящихся материалов при разрушении активной зоны и расплавленииядерного топлива. При конструировании активной зоны должна быть предусмотренавозможность введения поглотителя нейтронов для прекращения цепной реакции влюбых случаях, связанных с нарушением охлаждения активной зоны.

Активнаязона, содержащая большие объемы ядерного топлива для компенсации выгорания,отравления и температурного эффекта, имеет как бы несколько критических масс.Поэтому каждый критический объем топлива должен быть обеспечен средствамикомпенсации реактивности. Они должны размещаться в активной зоне таким образом,чтобы исключить возможность возникновения локальных критмасс.

/>/>/>/>8.6 Классификацияреакторов.

Реакторыклассифицируют по уровню энергии нейтронов, участвующих в реакции деления, попринципу размещения топлива и замедлителя, целевому назначению, видузамедлителя и теплоносителя и их физическому состоянию.

Поуровню энергетических нейтронов: реакторы могут работать на быстрых нейтронах,на тепловых и на нейтронах промежуточных (резонансных) энергий и в соответствиис этим делятся на ректоры на тепловых, быстрых и промежуточных нейтронах(иногда для краткости их называют тепловыми, быстрыми и промежуточными).

Вреакторе на тепловых нейтронах большая часть деления ядер происходит припоглощении ядрами делящихся изотопов тепловых нейтронов. Реакторы, в которыхделение ядер производится в основном нейтронами с энергией больше 0,5 МэВ,называются реакторами на быстрых нейтронах. Реакторы, в которых большинстводелений происходит в результате поглощения ядрами делящихся изотопов промежуточныхнейтронов, называются реакторами на промежуточных (резонансных) нейтронах.

Внастоящее время наибольшее распространение получили реакторы на тепловыхнейтронах. Для тепловых реакторов характерны концентрации ядерного топлива 235U вактивнойзоне от 1 до 100 кг/м3и наличие больших масс замедлителя. Для реактора на быстрых нейтронаххарактерны концентрации ядерного топлива 235U или 239U порядка 1000кг/м3 и отсутствие замедлителя в активной зоне.

Вреакторах на промежуточных нейтронах в активной зоне замедлителя очень мало, иконцентрация ядерного топлива 235U в ней от 100до 1000 кг/м3.

Вреакторах на тепловых нейтронах деление ядер топлива происходит также призахвате ядром быстрых нейтронов, но вероятность этого процесса незначительна (1- 3 %). Необходимость замедлителя нейтронов вызывается тем, что эффективныесечения деления ядер топлива намного больше при малых значениях энергии нейтронов,чем при больших.

Вактивной зоне теплового реактора должен находиться замедлитель — вещество, ядракоторого имеют малое массовое число. В качестве замедлителя применяют графит,тяжелую или легкую воду, бериллий, органические жидкости. Тепловой реакторможет работать даже на естественном уране, если замедлителем служит тяжелаявода или графит. При других замедлителях необходимо использовать обогащенныйуран. От степени обогащения топлива зависят необходимые критические размерыреактора, с увеличением степени обогащения они меньше. Существенным недостаткомреакторов на тепловых нейтронах является потеря медленных нейтронов врезультате захвата их замедлителем, теплоносителем, конструкционными материаламии продуктами деления. Поэтому в таких реакторах в качестве замедлителя,теплоносителя и конструкционных материалов необходимо использовать вещества смалыми сечениями захвата медленных нейтронов.

Вреакторах на промежуточных нейтронах, в которых большинство актовделения вызывается нейтронами с энергией, выше тепловой (от 1 эВ до 100 кэВ),масса замедлителя меньше, чем в тепловых реакторах. Особенность работы такогореактора состоит в том, что сечение деления топлива с ростом деления нейтроновв промежуточной области уменьшается слабее, чем сечение поглощенияконструкционных материалов и продуктов деления. Таким образом, растетвероятность актов деления по сравнению с актами поглощения. Требования кнейтронным характеристикам конструкционных материалов менее жесткие, ихдиапазон шире. Следовательно, активная зона реактора на промежуточных нейтронахможет быть изготовлена из более прочных материалов, что дает возможностьповысить удельный теплосъем с поверхности нагрева реактора. Обогащение топливаделящимся изотопом в промежуточных реакторах вследствие уменьшения сечениядолжно быть выше, чем в тепловых. Воспроизводство ядерного топлива в реакторахна промежуточных нейтронах больше, чем в реакторе на тепловых нейтронах.

Вкачестве теплоносителей в промежуточных реакторах используется вещество, слабозамедляющие нейтроны. Например, жидкие металлы. Замедлителем служит графит,бериллий и т.д.

Вактивной зоне реактора на быстрых нейтронах размещаются твэлы с высокообогащеннымтопливом. Активная зона окружается зоной воспроизводства, состоящей из твэлов,содержащих топливное сырье (обедненный уран, торий). Вылетающие из активнойзоны нейтроны захватываются в зоне воспроизводства ядрами топливного сырья, врезультате образуется новое ядерное топливо. Особым достоинством быстрыхреакторов является возможность организации в них расширенного воспроизводствоядерного топлива, т.е. одновременно с выработкой энергии производить вместовыгоревшего ядерного топлива новое. Для быстрых реакторов не требуетсязамедлитель, а теплоноситель не должен замедлять нейтроны.

Дляобеспечения высокой концентрации ядерного топлива необходимо достижениемаксимального тепловыделения на единицу объема активной зоны. Это можноосуществить только с помощью жидкометаллических теплоносителей, напримернатрия, калия или энергоемких газовых теплоносителей, обладающих наилучшимитеплотехническими и теплофизическими характеристиками, таких как гелий и диссоциирующиегазы. В качестве теплоносителя можно использовать и пары воды. Паразитныйзахват быстрых нейтронов ядрами конструкционных материалов и продуктов делениякрайне незначительный, поэтому для быстрых реакторов существует широкий выборконструкционных материалов и продуктов деления крайне незначительный, поэтомудля быстрых реакторов существует широкий выбор конструкционных материалов,позволяющих повысить надежность активной зоны. Следовательно, в них можнодостичь высокой степени выгорания делящихся веществ.

Взависимости от способа размещения топлива в активной зоне реакторы делятся нагомогенные и гетерогенные.

Вгомогенном реакторе ядерное топливо, теплоноситель и замедлитель (еслиони есть) тщательно перемешаны и находятся в одном физическом состоянии, т.е.активная зона полностью гомогенного реактора представляет жидкую, твердую илигазообразную однородную смесь ядерного топлива, теплоносителя или замедлителя.Гомогенные реакторы могут быть как на тепловых, так и на быстрых нейтронах. Втаком реакторе вся активная зона находится внутри стального сферическогокорпуса и представляет жидкую однородную смесь горючего и замедлителя в видераствора или жидкого сплава (например, раствор уранилсульфата в воде, растворурана в жидком висмуте), который одновременно выполняет и функцию теплоносителя.

Ядернаяреакция деления происходит в топливном растворе, находящемся внутрисферического корпуса реактора, в результате температура раствора повышается.Горючий раствор из реактора поступает в теплообменник, где отдает теплоту водевторого контура, охлаждается и циркулярным насосом направляется опять вреактор. Для того чтобы ядерная реакция не произошла вне реактора, объемытрубопроводов контура, теплообменника и насоса подобраны так, чтобы объемгорючего, находящегося на каждом участке контура, были намного ниже критического.Гомогенные реакторы имеют ряд преимуществ по сравнению с гетерогенными. Этонесложная конструкция активной зоны и минимальные ее размеры, возможность впроцессе работы без остановки реактора непрерывно удалять продукты деления идобавлять свежее ядерное топливо, простота приготовления горючего, а также то,что управлять реактором можно, изменяя концентрацию ядерного топлива.

Однакогомогенные реакторы имеют и серьезные недостатки. Гомогенная смесь,циркулирующая по контуру, испускает сильное радиоактивное излучение, чтотребует дополнительной защиты и усложняет управление реактором. Только частьтоплива находится в реакторе и служит для выработки энергии, а другая часть — во внешних трубопроводах, теплообменниках и насосах. Циркулирующая смесьвызывает сильную коррозию и эрозию систем и устройств реактора и контура.Образование в гомогенном реакторе в результате радиолиза воды взрывоопаснойгремучей смеси требует устройств для ее дожигания. Все это привело к тому, чтогомогенные реакторы не получили широкого распространения.

Вгетерогенном реакторе топливо в виде блоков размещено в замедлителе,т.е. топливо и замедлитель пространственно разделены.

Внастоящее время для энергетических целей проектируют только гетерогенныереакторы. Ядерное топливо в таком реакторе может использоваться в газообразном,жидком и твердом состояниях. Однако сейчас гетерогенные реакторы работаюттолько на твердом топливе.

Взависимости от замедляющего вещества гетерогенные реакторы делятся награфитовые, легководяные, тяжеловодные и органические. По виду теплоносителягетерогенные реакторы бывают легководяные, тяжеловодные, газовые ижидкометаллические. Жидкие теплоносители внутри реактора могут быть в однофазноми двухфазном состояниях. В первом случае теплоноситель внутри реактора некипит, а во втором — кипит.

Реакторы,в активной зоне которых температура жидкого теплоносителя ниже температуры кипения,называются реакторами с водой под давлением, а реакторы, внутри которых происходиткипение теплоносителя, — кипящими.

Взависимости от используемого замедлителя и теплоносителя гетерогенные реакторывыполняются по разным схемам. В России основные типы ядерных энергетическихреакторов — водо-водяные и водографитовые.

Поконструктивному исполнению реакторы подразделяются на корпусные и канальные. В корпусныхреакторах давление теплоносителя несет корпус. Внутри корпуса реакторатечет общий поток теплоносителя. В канальных реакторах теплоносительподводится к каждому каналу с топливной сборкой раздельно. Корпус реактора ненагружен давлением теплоносителя, это давление несет каждый отдельный канал.

Взависимости от назначения ядерные реакторы бывают энергетические, конверторы иразмножители, исследовательские и многоцелевые, транспортные и промышленные.

Ядерныеэнергетические реакторы используютсядля выработки электроэнергии на атомных электростанциях, в судовыхэнергетических установках, на атомных теплоэлектроцентралях (АТЭЦ), а также наатомных станциях теплоснабжения (АСТ).

Реакторы,предназначенные для производства вторичного ядерного топлива из природногоурана и тория, называются конверторами или размножителями. Вреакторе — конверторе вторичного ядерного топлива образуется меньшепервоначально израсходованного. В реакторе-размножителе осуществляется расширенноевоспроизводство ядерного топлива, т.е. его получается больше, чем былозатрачено.

Исследовательскиереакторы служат для исследованийпроцессов взаимодействия нейтронов с веществом, изучения поведения реакторныхматериалов в интенсивных полях нейтронного и гамма-излучений, радиохимических ибиологических исследований, производства изотопов, экспериментального исследованияфизики ядерных реакторов. Реакторы имеют различную мощность, стационарный или импульсныйрежим работы. Наибольшее распространение получили водо-водяныеисследовательские реакторы на обогащенном уране. Тепловая мощностьисследовательских реакторов колеблется в широком диапазоне и достигаетнескольких тысяч киловатт.

Многоцелевыми называются реакторы, служащие для нескольких целей,например, для выработки энергии и получения ядерного топлива.

/>/>/>/>9 Заключение.

Наближайшем этапе развития энергетики (первые десятилетия XXI в.)наиболее перспективными останутся угольная энергетика и ядерная энергетика среакторами на тепловых и быстрых нейтронах. Однако можно надеяться, что человечествоне остановится на пути прогресса, связанного с потреблением энергии вовсевозрастающих количествах.

10 Литература

Г.Кесслер «Ядернаяэнергетика» Москва: Энергоиздат, 1986 г.

Т.Х.Маргулова «Атомнаяэнергетика сегодня и завтра» Москва: Высшая школа, 1989 г.

Дж. Коллиер, Дж. Хьюитт«Введение в ядерную энергетику» Москва: Энергоатомиздат, 1989 г.

еще рефераты

Еще работы по физике

Ядерный магнитный резонанс (ЯМР)

1 Сентября 2013