На что делится ядро

На что делится ядро

Делением атомных ядер называют их распад на 2–3 осколка сравнимой массы. Деление может быть самопроизвольным (спонтанным) или вынужденным (вызванным взаимодействием с налетающей частицей). Деление энергетически выгодно для тяжёлых ядер и является основным источником ядерной энергии.
Пользуясь формулой Вайцзеккера для энергии связи ΔW(A,Z) ядра (A,Z)

где a₁ = 15.75 МэВ; a₂ = 17.8 МэВ; a₃ = 0.71 МэВ; a₄ = 23.6 МэВ;

можно оценить энергию, которая освобождается в одном акте деления. Если ядро с массовым числом A = 220 делится на два равных осколка с A 2 = 110, удельная энергия связи осколков по сравнению с удельной энергией связи начального ядра увеличивается на Δε ≈ 0.8 МэВ ( от ε 1 ≈ 7.6 МэВ для ядра с А = 220 до ε 2 ≈ 8.4 МэВ для ядра с А 2 = 110). При этом должна выделяться энергия Е = А(e 2 − e 1 ) ≈ 220(8.4 − 7.6) МэВ ≈ 180 МэВ.
Энергия E, освобождающаяся в одном акте деления, может быть получена непосредственно из формулы (7.1) и определяется для двух осколков с массовым числом A₂ = A/2 и зарядом Z₂ = Z/2 соотношением

Деление ядер. История

1934 г. − Э. Ферми, облучая уран тепловыми нейтронами, обнаружил среди продуктов реакции радиоактивные ядра, природу которых установить не удалось.
Л. Сцилард выдвинул идею цепной ядерной реакции.

1939 г. − О. Ган и Ф. Штрассман обнаружили среди продуктов реакций барий.
Л. Мейтнер и О. Фриш впервые объявили, что под действием нейтронов происходило деление урана на два сравнимых по массе осколка.
Н. Бор и Дж. Уилер дали количественную интерпретацию деления ядра, введя параметр деления.
Я. Френкель развил капельную теорию деления ядер медленными нейтронами.
Л. Сцилард, Э. Вигнер, Э. Ферми, Дж. Уилер, Ф. Жолио-Кюри, Я. Зельдович, Ю. Харитон обосновали возможность протекания в уране цепной ядерной реакции деления.

1940 г. − Г. Флеров и К. Петржак открыли явление спонтанного деления ядер 235 U.

1942 г. − Э. Ферми осуществил управляемую цепную реакцию деления в первом атомного реакторе.

1946 г. − Под руководством И.В. Курчатова был пущен первый в Европе реактор.

1954 г. − Запущена первая в мире атомная электростанция (г. Обнинск, СССР).

Энергия E, высвобождающаяся при делении, растет с увеличением Z 2 /A. Величина Z 2 /A = 17 для 89 Y (иттрия). Т.е. деление энергетически выгодно для всех ядер тяжелее иттрия. Почему же большинство ядер устойчиво по отношению к самопроизвольному делению? Чтобы ответить на этот вопрос, необходимо рассмотреть механизм деления.

Рис. 7.1. Изменение формы ядра в процессе деления.

В процессе деления происходит изменение формы ядра. Ядро последовательно проходит через следующие стадии (рис. 7.1): шар, эллипсоид, гантель, два грушевидных осколка, два сферических осколка. Как при этом изменяется потенциальная энергия ядра на различных стадиях деления?
Первоначальное ядро с увеличением r принимает форму все более вытянутого эллипсоида вращения. В этом случае вследствие эволюции формы ядра изменение его потенциальной энергии определяется изменением суммы поверхностной и кулоновской энергий E_п + E_к. Поверхностная энергия при этом возрастает, так как увеличивается площадь поверхности ядра. Кулоновская энергия уменьшается, так как увеличивается среднее расстояние между протонами. Если при незначительной деформации, характеризующейся малым параметром , исходное ядро приняло форму аксиально симметричного эллипсоида, поверхностная энергия E’_п и кулоновская энергия E’_к как функции параметра деформации изменяются следующим образом:

а их сумма, определяющая изменение потенциальной энергии ядра, равна

В соотношениях (7.4–7.5) E п и E к – поверхностная и кулоновская энергии исходного сферически симметричного ядра.
В области тяжелых ядер 2E п > E к и сумма поверхностной и кулоновской энергий растет с увеличением . Из (7.4) и (7.5) следует, что при малых деформациях рост поверхностной энергии препятствует дальнейшему изменению формы ядра, а следовательно, и делению.
Соотношение (7.5) справедливо для малых деформаций . Если деформация настолько велика, что ядро принимает форму гантели, то поверхностные и кулоновские силы, стремятся разделить ядро и придать осколкам сферическую форму. Таким образом, при постепенном увеличении деформации ядра его потенциальная энергия проходит через максимум. График изменения поверхностной и кулоновской энергий ядра в зависимости от r показан на рис. 7.2.

Рис. 7.2. Изменение поверхностной и кулоновской энергий ядра в процессе деления.

Наличие потенциального барьера препятствует мгновенному самопроизвольному делению ядер. Для того чтобы ядро разделилось, ему необходимо сообщить энергию Q, превышающую высоту барьера деления H. Максимум потенциальной энергии делящегося ядра E + H (например золота) на два одинаковых осколка ≈ 173 МэВ, а величина энергии E, освобождающейся при делении, равна 132 МэВ. Таким образом, при делении ядра золота необходимо преодолеть потенциальный барьер высотой около 40 МэВ.
Высота барьера деления H тем больше, чем меньше отношение кулоновской и поверхностной энергии Е к /Е п в начальном ядре. Это отношение, в свою очередь, увеличивается с увеличением параметра деления Z 2 /А (7.3). Чем тяжелее ядро, тем меньше высота барьера деления H, так как параметр деления в предположении, что Z пропорционально A, увеличивается с ростом массового числа:

Поэтому более тяжелым ядрам, как правило, нужно сообщить меньшую энергию, чтобы вызвать деление ядра.
Высота барьера деления обращается в нуль при 2E п – E к = 0 (7.5). В этом случае

Самопроизвольное деление ядер с Z 2 /A 2 /A, т. е. с уменьшением высоты барьера деления. В целом период спонтанного деления уменьшается при переходе от менее тяжелых ядер к более тяжелым от T 1/2 > 10 21 лет для 232 Th до 0,3 с для 260 Rf.
Вынужденное деление ядер с Z 2 /A Высота барьера деления H, энергия связи нейтрона ε_n

Рис. 7.4. Массовое распределение осколков деления 235 U тепловыми нейтронами.

Характерной особенностью деления является то, что осколки, как правило, имеют различные массы. В случае наиболее вероятного деления 235 U отношение масс осколков в среднем равно

Возбуждение осколков, вызванное нарушением соотношения числа протонов и нейтронов, характерного для стабильных ядер, снимается также за счет вылета мгновенных нейтронов деления. Эти нейтроны испускаются движущимися осколками за время, меньшее, чем

Распределение энергии деления 235 U тепловыми нейтронами

Выход некоторых продуктов деления при ядерном взрыве

При ядерных взрывах в атмосфере значительная часть осадков (при наземных взрывах до 50%) выпадает вблизи района испытаний. Часть радиоактивных веществ задерживается в нижней части атмосферы и под действием ветра перемещается на большие расстояния, оставаясь примерно на одной и той же широте. Находясь в воздухе примерно месяц, радиоактивные вещества во время этого перемещения постепенно выпадают на Землю. Большая часть радионуклидов выбрасывается в стратосферу (на высоту 10÷15 км), где происходит их глобальное рассеивание и в значительной степени распад.
Высокую активность в течение десятков лет имеют различные элементы конструкции ядерных реакторов (таблица 7.4)

Значения удельной активности (Бк/т урана) основных продуктов деления в тепловыделяющих элементах, извлеченных из реактора после трехлетней эксплуатации

Открытие деления ядер. 1939 г.

О. Фриш, Дж. Уиллер. УФН. 1968. Т. 96, вып.4, с. 697.

Спонтанное деление ядер

Мы склонны думать, что наблюдаемый нами эффект следует приписать осколкам, получающимся в результате спонтанного деления урана…

Спонтанное деление следует приписать одному из невозбужденных изотопов U с периодами полураспада, полученными из оценки наших результатов:

К.А. Петржак, Г.Н. Флеров. УФН. 1941. Т. 25, вып. 2. с. 241.
Опубликовано: ЖЭТФ. 1940. Т. 10. С. 1013.

Источник

ЯДЕР ДЕЛЕНИЕ

Энергия, выделяющаяся при делении ядер, превращается в теплоту при торможении осколков деления. Скорость тепловыделения зависит от числа ядер, делящихся в единицу времени. Когда в небольшом объеме за короткое время происходит деление большого числа ядер, то реакция имеет характер взрыва. Таков принцип действия атомной бомбы. Если же сравнительно небольшое число ядер делится в большом объеме в течение более длительного времени, то результатом будет выделение теплоты, которую можно использовать. На этом основаны атомные электростанции. На атомных электростанциях теплота, выделяющаяся в ядерных реакторах в результате деления ядер, используется для производства пара, который подается на турбины, вращающие электрогенераторы.

Для практического использования процессов деления больше всего подходят уран и плутоний. У них имеются изотопы (атомы данного элемента с различными массовыми числами), которые делятся при поглощении нейтронов даже с очень небольшими энергиями.

Энергия, высвобождаемая при делении ядер, в миллионы раз превышает энергию, выделяющуюся в таких химических процессах, как горение. Кроме того, полное количество энергии, которое можно извлечь за счет деления, гораздо больше энергии, которую можно получить в результате сжигания всех мировых запасов обычного топлива, такого, как уголь и нефть. В некоторых регионах, где уголь и нефть обходятся относительно дорого, стоимость электроэнергии, полученной за счет деления ядер, ниже, чем при сжигании ископаемого топлива. Этот экономический фактор наряду с доступностью больших запасов ядерного топлива привел к быстрому росту энергетики, основанной на делении ядер. Ядерные реакторы деления вносят значительный вклад в мировое производство электроэнергии. В середине 1980-х годов во всем мире работало более 500 атомных электростанций. В некоторых странах (например, во Франции) они обеспечивают более половины национального потребления электроэнергии. В США в конце века примерно 150 реакторов деления производили ок. 15% электроэнергии, потребляемой в стране. См. также ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЕ РЕСУРСЫ; АТОМНАЯ ЭНЕРГЕТИКА.

Ключом к практическому использованию энергии деления явилось то обстоятельство, что некоторые элементы испускают нейтроны в процессе деления. Хотя при делении ядра один нейтрон поглощается, эта потеря восполняется благодаря возникновению новых нейтронов в процессе деления. Если устройство, в котором происходит деление, обладает достаточно большой («критической») массой, то за счет новых нейтронов может поддерживаться «цепная реакция». Цепной реакцией можно управлять, регулируя число нейтронов, способных вызывать деление. Если оно больше единицы, то интенсивность деления увеличивается, а если меньше единицы – уменьшается.

ИСТОРИЧЕСКАЯ СПРАВКА

История открытия деления ядер берет начало с работы А.Беккереля (1852–1908). Исследуя в 1896 фосфоресценцию различных материалов, он обнаружил, что минералы, содержащие уран, самопроизвольно испускают излучение, вызывающее почернение фотопластинки даже если между минералом и пластинкой поместить непрозрачное твердое вещество. Различные экспериментаторы установили, что это излучение состоит из альфа-частиц (ядер гелия), бета-частиц (электронов) и гамма-квантов (жесткого электромагнитного излучения).

Первое превращение ядер, искусственно вызванное человеком, осуществил в 1919 Э.Резерфорд, который превратил азот в кислород, облучив азот альфа-частицами урана. Эта реакция сопровождалась поглощением энергии, поскольку масса ее продуктов – кислорода и водорода – превышает массу частиц, вступающих в реакцию, – азота и альфа-частиц. Выделение же ядерной энергии впервые удалось осуществить в 1932 Дж.Кокрофту и Э.Уолтону, бомбардировавшим литий протонами. В этой реакции масса вступавших в реакцию ядер была несколько больше массы продуктов, в результате чего и происходило выделение энергии.

В 1932 Дж.Чедвик открыл нейтрон – нейтральную частицу с массой, примерно равной массе ядра атома водорода. Физики всего мира занялись изучением свойств этой частицы. Предполагалось, что лишенный электрического заряда и не отталкиваемый положительно заряженным ядром нейтрон будет с большей вероятностью вызывать ядерные реакции. Более поздние результаты подтвердили эту догадку. В Риме Э.Ферми с сотрудниками подвергли облучению нейтронами почти все элементы периодической системы и наблюдали ядерные реакции с образованием новых изотопов. Доказательством образования новых изотопов служила «искусственная» радиоактивность в форме гамма и бета-излучений. См. также РАДИОАКТИВНОСТЬ.

Первые указания на возможность деления ядер.

Ферми принадлежит открытие многих нейтронных реакций, известных сегодня. В частности, он пытался получить элемент с порядковым номером 93 (нептуний), бомбардируя нейтронами уран (элемент с порядковым номером 92). При этом он регистрировал электроны, испускаемые в результате захвата нейтронов в предполагаемой реакции

238 U + 1 n ® 239 Np + b–,

Результаты анализа показали, что неизвестным элементам соответствуют порядковые номера 93, 94, 95 и 96. Поэтому Ферми сделал вывод, что он получил трансурановые элементы. Однако О.Ган и Ф.Штрасман в Германии, проведя тщательный химический анализ, установили, что среди элементов, возникающих в результате облучения урана нейтронами, присутствует радиоактивный барий. Это означало, что, вероятно, часть ядер урана делится на два крупных осколка.

Подтверждение возможности деления.

После этого Ферми, Дж.Даннинг и Дж.Пеграм из Колумбийского университета провели эксперименты, которые показали, что деление ядер действительно имеет место. Деление урана нейтронами было подтверждено методами пропорциональных счетчиков, камеры Вильсона, а также накопления осколков деления. Первый метод показал, что при приближении источника нейтронов к образцу урана испускаются импульсы большой энергии. В камере Вильсона было видно, что ядро урана, бомбардируемое нейтронами, расщепляется на два осколка. Последний метод позволил установить, что, как и предсказывала теория, осколки радиоактивны. Все это вместе взятое убедительно доказывало, что деление действительно происходит, и давало возможность уверенно судить об энергии, выделяющейся при делении. См. также ДЕТЕКТОРЫ ЧАСТИЦ.

Поскольку допустимое отношение числа нейтронов к числу протонов в стабильных ядрах уменьшается с уменьшением размеров ядра, доля нейтронов у осколков должна быть меньше, чем у исходного ядра урана. Таким образом, были все основания предполагать, что процесс деления сопровождается испусканием нейтронов. Вскоре это было экспериментально подтверждено Ф. Жолио-Кюри и его сотрудниками: число нейтронов, испускаемых в процессе деления, было больше числа поглощенных нейтронов. Оказалось, что на один поглощенный нейтрон приходится приблизительно два с половиной новых нейтрона. Сразу стали очевидны возможность цепной реакции и перспективы создания исключительно мощного источника энергии и его использования в военных целях. После этого в ряде стран (особенно в Германии и США) в условиях глубокой секретности начались работы по созданию атомной бомбы.

Разработки в период Второй мировой войны.

С 1940 по 1945 направление разработок определялось военными соображениями. В 1941 были получены небольшие количества плутония и установлен ряд ядерных параметров урана и плутония. В США важнейшие необходимые для этого производственные и научно-исследовательские предприятия были в ведении «Манхаттанского военно-инженерного округа», которому 13 августа 1942 был передан «Урановый проект». В Колумбийском университете (Нью-Йорк) группой сотрудников под руководством Э.Ферми и В.Цинна были проведены первые эксперименты, в которых изучалось размножение нейтронов в решетке из блоков диоксида урана и графита – атомном «котле». В январе 1942 эта работа была перенесена в Чикагский университет, где в июле 1942 были получены результаты, показывавшие возможность осуществления самоподдерживающейся цепной реакции. Первоначально реактор работал на мощности 0,5 Вт, но спустя 10 дней мощность была доведена до 200 Вт. Возможность получения больших количеств ядерной энергии была впервые продемонстрирована 16 июля 1945 при взрыве первой атомной бомбы на полигоне в Аламогордо (шт. Нью-Мексико).

ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ

Ядерный реактор – это установка, в которой возможно осуществление управляемой самоподдерживающейся цепной реакции деления ядер. Реакторы можно классифицировать по используемому топливу (делящимся и сырьевым изотопам), по виду замедлителя, по типу тепловыделяющих элементов и по роду теплоносителя.

Делящиеся изотопы.

В приводимой ниже таблице представлены основные параметры делящихся изотопов. Полное сечение характеризует вероятность взаимодействия любого типа между нейтроном и данным ядром. Сечение деления характеризует вероятность деления ядра нейтроном. От того, какая доля ядер не участвует в процессе деления, зависит выход энергии на один поглощенный нейтрон. Число нейтронов, испускаемых в одном акте деления, важно с точки зрения поддержания цепной реакции. Число новых нейтронов, приходящихся на один поглощенный нейтрон, важно, поскольку характеризует интенсивность деления. Доля запаздывающих нейтронов, испускаемых после того, как деление произошло, связана с энергией, запасенной в данном материале.

ХАРАКТЕРИСТИКИ ДЕЛЯЩИХСЯ ИЗОТОПОВ

ХАРАКТЕРИСТИКИ ДЕЛЯЩИХСЯ ИЗОТОПОВ

Уран-235

Уран-233

Плутоний-239

1 МэВ

0,025 эВ

1 МэВ

0,025 эВ

1 МэВ

0,025 эВ

6,6 ± 0,1

695 ± 10

6,2 ± 0,3

600 ± 10

7,3 ± 0,2

1005 ± 5

1,25 ± 0,05

581 ± 6

1,85 ± 0,10

526 ± 4

1,8 ± 0,1

751 ± 10

0,077 ± 0,002

0,174 ± 0,01

0,057 ± 0,003

0,098 ± 0,004

0,08 ± 0,1

0,37 ± 0,03

2,6 ± 0,1

2,43 ± 0,03

2,65 ± 0,1

2,50 ± 0,03

3,03 ± 0,1

2,84 ± 0,06

2,41 ± 0,1

2,07 ± 0,02

2,51 ± 0,1

2,28 ± 0,02

2,07 ± 0,04

(0,64 ± 0,03)

(0,65 ± 0,02)

(0,26 ± 0,02)

(0,26 ± 0,01)

(0,21 ± 0,01)

(0,22 ± 0,01)

Данные таблицы показывают, что каждый делящийся изотоп имеет свои преимущества. Например, в случае изотопа с наибольшим сечением для тепловых нейтронов (с энергией 0,025 эВ) нужно меньше топлива для достижения критической массы при использовании замедлителя нейтронов. Поскольку наибольшее число нейтронов на один поглощенный нейтрон возникает в плутониевом реакторе на быстрых нейтронах (1 МэВ), в режиме воспроизводства лучше использовать плутоний в быстром реакторе или уран-233 в тепловом реакторе, чем уран-235 в реакторе на тепловых нейтронах. Уран-235 более предпочтителен с точки зрения простоты управления, поскольку у него больше доля запаздывающих нейтронов.

Сырьевые изотопы.

Имеются два сырьевых изотопа: торий-232 и уран-238, из которых получаются делящиеся изотопы уран-233 и плутоний-239. Технология использования сырьевых изотопов зависит от разных факторов, например от необходимости обогащения. В урановой руде содержится 0,7% урана-235, а в ториевой нет делящихся изотопов. Поэтому к торию необходимо добавлять обогащенный делящийся изотоп. Важное значение имеет и число новых нейтронов, приходящееся на один поглощенный нейтрон. С учетом этого фактора приходится отдать предпочтение урану-233 в случае тепловых нейтронов (замедленных до энергии 0,025 эВ), поскольку при таких условиях больше число испускаемых нейтронов, а следовательно, и коэффициент преобразования – число новых делящихся ядер на одно «затраченное» делящееся ядро.

Замедлители.

Замедлитель служит для уменьшения энергии нейтронов, испускаемых в процессе деления, примерно от 1 МэВ до тепловых энергий около 0,025 эВ. Поскольку замедление происходит главным образом в результате упругого рассеяния на ядрах неделящихся атомов, масса атомов замедлителя должна быть как можно меньше, чтобы нейтрон мог передавать им максимальную энергию. Кроме того, у атомов замедлителя должно быть мало (по сравнению с сечением рассеяния) сечение захвата, так как нейтрону приходится многократно сталкиваться с атомами замедлителя, прежде чем он замедляется до тепловой энергии.

Наилучшим замедлителем является водород, поскольку его масса почти равна массе нейтрона и, следовательно, нейтрон при соударении с водородом теряет наибольшее количество энергии. Но обычный (легкий) водород слишком сильно поглощает нейтроны, а потому более подходящими замедлителями, несмотря на несколько большую массу, оказываются дейтерий (тяжелый водород) и тяжелая вода, так как они меньше поглощают нейтроны. Хорошим замедлителем можно считать бериллий. У углерода столь малое сечение поглощения нейтронов, что он эффективно замедляет нейтроны, хотя для замедления в нем требуется гораздо больше столкновений, чем в водороде.

Среднее число N упругих столкновений, необходимое для замедления нейтрона от 1 МэВ до 0,025 эВ, при использовании водорода, дейтерия, беррилия и углерода составляет приблизительно 18, 27, 36 и 135 соответственно. Приближенный характер этих значений обусловлен тем, что из-за наличия химической энергии связи в замедлителе столкновения при энергиях ниже 0,3 эВ вряд ли могут быть упругими. При низких энергиях атомная решетка может передавать энергию нейтронам или изменять эффективную массу в столкновении, нарушая этим процесс замедления.

Теплоносители.

В качестве теплоносителей в ядерных реакторах используются вода, тяжелая вода, жидкий натрий, жидкий сплав натрия с калием (NaK), гелий, диоксид углерода и такие органические жидкости, как терфенил. Эти вещества являются хорошими теплоносителями и имеют малые сечения поглощения нейтронов. См. также ТЕПЛООБМЕННИК.

Вода представляет собой прекрасный замедлитель и теплоноситель, но слишком сильно поглощает нейтроны и имеет слишком высокое давление паров (14 МПа) при рабочей температуре 336° С. Лучший из известных замедлителей – тяжелая вода. Ее характеристики близки к характеристикам обычной воды, а сечение поглощения нейтронов – меньше. Натрий является прекрасным теплоносителем, но не эффективен как замедлитель нейтронов. Поэтому его используют в реакторах на быстрых нейтронах, где при делении испускается больше нейтронов. Правда, натрий имеет ряд недостатков: в нем наводится радиоактивность, у него низкая теплоемкость, он химически активен и затвердевает при комнатной температуре. Сплав натрия с калием сходен по свойствам с натрием, но остается жидким при комнатной температуре. Гелий – прекрасный теплоноситель, но у него мала удельная теплоемкость. Диоксид углерода представляет собой хороший теплоноситель, и он широко применялся в реакторах с графитовым замедлителем. Терфенил имеет то преимущество перед водой, что у него низкое давление паров при рабочей температуре, но он разлагается и полимеризуется под действием высоких температур и радиационных потоков, характерных для реакторов.

Тепловыделяющие элементы.

Тепловыделяющий элемент (твэл) представляет собой топливный сердечник с герметичной оболочкой. Оболочка предотвращает утечку продуктов деления и взаимодействие топлива с теплоносителем. Материал оболочки должен слабо поглощать нейтроны и обладать приемлемыми механическими, гидравлическими и теплопроводящими характеристиками. Тепловыделяющие элементы – это обычно таблетки спеченного оксида урана в трубках из алюминия, циркония или нержавеющей стали; таблетки сплавов урана с цирконием, молибденом и алюминием, покрытые цирконием или алюминием (в случае алюминиевого сплава); таблетки графита с диспергированным карбидом урана, покрытые непроницаемым графитом.

Все эти твэлы находят свое применение, но для водо-водяных реакторов наиболее предпочтительны таблетки оксида урана в трубках из нержавеющей стали. Диоксид урана не вступает в реакцию с водой, отличается высокой радиационной стойкостью и характеризуется высокой температурой плавления.

Для высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов, по-видимому, весьма подходят графитовые топливные элементы, но у них имеется серьезный недостаток – за счет диффузии или из-за дефектов в графите через их оболочку могут проникать газообразные продукты деления.

Органические теплоносители несовместимы с циркониевыми твэлами и поэтому требуют применения алюминиевых сплавов. Перспективы реакторов с органическими теплоносителями зависят от того, будут ли созданы алюминиевые сплавы или изделия порошковой металлургии, которые обладали бы прочностью (при рабочих температурах) и теплопроводностью, необходимыми для применения ребер, повышающих перенос тепла к теплоносителю. Поскольку теплообмен между топливом и органическим теплоносителем за счет теплопроводности мал, желательно использовать поверхностное кипение для увеличения теплопередачи. С поверхностным кипением будут связаны новые проблемы, но они должны быть решены, если использование органических теплоносителей окажется выгодным. См. также СПЛАВЫ.

ТИПЫ РЕАКТОРОВ

Теоретически возможны более 100 разных типов реакторов, различающихся топливом, замедлителем и теплоносителями. В большинстве обычных реакторов в качестве теплоносителя используется вода, либо под давлением, либо кипящая.

Реактор с водой под давлением.

В таких реакторах замедлителем и теплоносителем служит вода. Нагретая вода перекачивается под давлением в теплообменник, где тепло передается воде второго контура, в котором вырабатывается пар, вращающий турбину.

Кипящий реактор.

В таком реакторе кипение воды происходит непосредственно в активной зоне реактора и образующийся пар поступает в турбину. В большинстве кипящих реакторов вода используется и как замедлитель, но иногда применяется графитовый замедлитель.

Реактор с жидкометаллическим охлаждением.

В таком реакторе для переноса теплоты, выделяющейся в процессе деления в реакторе, используется жидкий металл, циркулирующий по трубам. Почти во всех реакторах этого типа теплоносителем служит натрий. Пар, образующийся на другой стороны труб первого контура, подается на обычную турбину. В реакторе с жидкометаллическим охлаждением могут использоваться нейтроны со сравнительно высокой энергией (реактор на быстрых нейтронах) либо нейтроны, замедленные в графите или оксиде бериллия. В качестве реакторов-размножителей более предпочтительны реакторы на быстрых нейтронах с жидкометаллическим охлаждением, поскольку в этом случае отсутствуют потери нейтронов, связанные с замедлением.

Газоохлаждаемый реактор.

В таком реакторе теплота, выделяющаяся в процессе деления, переносится в парогенератор газом – диоксидом углерода или гелием. Замедлителем нейтронов обычно служит графит. Газоохлаждаемый реактор может работать при гораздо более высоких температурах, нежели реактор с жидким теплоносителем, а потому пригоден для системы промышленного теплоснабжения и для электростанций с высоким кпд. Небольшие газоохлаждаемые реакторы отличаются повышенной безопасностью в работе, в частности отсутствием риска расплавления реактора.

Гомогенные реакторы.

В активной зоне гомогенных реакторов используется однородная жидкость, содержащая делящийся изотоп урана. Жидкость обычно представляет собой расплавленное соединение урана. Она закачивается в большой сферический сосуд, работающий под давлением, где в критической массе происходит цепная реакция деления. Затем жидкость подается в парогенератор. Гомогенные реакторы не получили распространения из-за конструктивных и технологических трудностей.

РЕАКТИВНОСТЬ И УПРАВЛЕНИЕ

Возможность самоподдерживающейся цепной реакции в ядерном реакторе зависит от того, какова утечка нейтронов из реактора. Нейтроны, возникающие в процессе деления, исчезают в результате поглощения. Кроме того, возможна утечка нейтронов вследствие диффузии через вещество, аналогичной диффузии одного газа сквозь другой.

Источник

• ← На что влияет прожиточный минимум в россии
• Ммт что это такое в медицине →