Reglarea vitezei de fisiune a nucleelor ​​atomilor grei. Principiul de funcționare al unui reactor nuclear

Inapoi inainte

Atenţie! Previzualizările diapozitivelor au doar scop informativ și este posibil să nu reprezinte toate caracteristicile prezentării. Dacă sunteți interesat de această lucrare, vă rugăm să descărcați versiunea completă.

Obiectivele lecției:

• Educational: actualizarea cunoștințelor existente; continuă formarea conceptelor: fisiunea nucleelor ​​de uraniu, reacția nucleară în lanț, condițiile de apariție a acesteia, masa critică; introducerea de concepte noi: reactor nuclear, elemente principale ale unui reactor nuclear, structura unui reactor nuclear și principiul funcționării acestuia, controlul unei reacții nucleare, clasificarea reactoarelor nucleare și utilizarea lor;
• Educational: să continue dezvoltarea abilităților de observare și de a trage concluzii, precum și dezvoltarea abilităților intelectuale și a curiozității elevilor;
• Educational: să continue să dezvolte o atitudine față de fizică ca știință experimentală; cultivați o atitudine conștiincioasă față de muncă, disciplina și o atitudine pozitivă față de cunoaștere.

Tip de lecție:învăţarea de materiale noi.

Echipament: instalare multimedia.

În timpul orelor

1. Moment organizatoric.

Baieti! Astăzi în lecție vom repeta fisiunea nucleelor ​​de uraniu, reacția nucleară în lanț, condițiile de apariție a acesteia, masa critică, vom afla ce este un reactor nuclear, principalele elemente ale unui reactor nuclear, structura unui reactor nuclear. și principiul funcționării acesteia, controlul unei reacții nucleare, clasificarea reactoarelor nucleare și utilizarea lor.

2. Verificarea materialului studiat.

1. Mecanismul de fisiune a nucleelor ​​de uraniu.
2. Spuneți-ne despre mecanismul unei reacții nucleare în lanț.
3. Dați un exemplu de reacție de fisiune nucleară a unui nucleu de uraniu.
4. Ce se numește masa critică?
5. Cum are loc o reacție în lanț în uraniu dacă masa lui este mai mică decât critică sau mai mare decât critică?
6. Care este masa critică a uraniului 295 Este posibil să se reducă masa critică?
7. În ce moduri puteți schimba cursul unei reacții nucleare în lanț?
8. Care este scopul încetinirii neutronilor rapizi?
9. Ce substanțe sunt folosite ca moderatori?
10. Datorită ce factori poate fi crescut numărul de neutroni liberi dintr-o bucată de uraniu, asigurând astfel posibilitatea să aibă loc o reacție în ea?

3. Explicarea materialului nou.

Băieți, răspundeți la această întrebare: care este partea principală a oricărei centrale nucleare? ( reactor nuclear)

Bine făcut. Deci, băieți, acum să privim această problemă mai detaliat.

Referință istorică.

Igor Vasilyevich Kurchatov este un fizician remarcabil, academician, fondator și prim director al Institutului de Energie Atomică din 1943 până în 1960, director științific șef al problemei atomice în URSS, unul dintre fondatorii utilizării energiei nucleare în scopuri pașnice. . Academician al Academiei de Științe a URSS (1943). Prima bombă atomică sovietică a fost testată în 1949. Patru ani mai târziu, prima bombă cu hidrogen din lume a fost testată cu succes. Și în 1949, Igor Vasilyevich Kurchatov a început să lucreze la un proiect de centrală nucleară. Centrala nucleară este vestitorul utilizării pașnice a energiei atomice. Proiectul a fost finalizat cu succes: la 27 iulie 1954, centrala noastră nucleară a devenit prima din lume! Kurchatov s-a bucurat și s-a distrat ca un copil!

Definiția reactorului nuclear.

Un reactor nuclear este un dispozitiv în care se realizează și se menține o reacție controlată în lanț de fisiune a anumitor nuclee grele.

Primul reactor nuclear a fost construit în 1942 în SUA sub conducerea lui E. Fermi. În țara noastră, primul reactor a fost construit în 1946 sub conducerea lui I.V. Kurchatov.

Principalele elemente ale unui reactor nuclear sunt:

• combustibil nuclear (uraniu 235, uraniu 238, plutoniu 239);
• moderator de neutroni (apă grea, grafit etc.);
• lichid de răcire pentru îndepărtarea energiei generate în timpul funcționării reactorului (apă, sodiu lichid etc.);
• Tije de control (bor, cadmiu) - neutroni foarte absorbanți
• O carcasă de protecție care blochează radiațiile (beton cu umplutură de fier).

Principiul de funcționare reactor nuclear

Combustibilul nuclear este situat în miez sub formă de tije verticale numite elemente de combustibil (elemente de combustibil). Barele de combustibil sunt proiectate pentru a regla puterea reactorului.

Masa fiecărei bare de combustibil este semnificativ mai mică decât masa critică, astfel încât o reacție în lanț nu poate avea loc într-o tijă. Începe după ce toate tijele de uraniu sunt scufundate în miez.

Miezul este înconjurat de un strat de substanță care reflectă neutronii (reflector) și de un înveliș protector din beton care prinde neutroni și alte particule.

Eliminarea căldurii din celulele de combustibil. Lichidul de răcire, apa, spală tija, se încălzește la 300°C la presiune mare și intră în schimbătoarele de căldură.

Rolul schimbătorului de căldură este ca apa încălzită la 300°C să cedeze căldură apei obișnuite și să se transforme în abur.

Controlul Reacției Nucleare

Reactorul este controlat cu tije care conțin cadmiu sau bor. Când tijele sunt extinse din miezul reactorului, K > 1, iar când sunt complet retractate - K< 1. Вдвигая стержни внутрь активной зоны, можно в любой момент времени приостановить развитие цепной реакции. Управление ядерными реакторами осуществляется дистанционно с помощью ЭВМ.

Reactor cu neutroni lent.

Cea mai eficientă fisiune a nucleelor ​​de uraniu-235 are loc sub influența neutronilor lenți. Astfel de reactoare sunt numite reactoare cu neutroni lenți. Neutronii secundari produși printr-o reacție de fisiune sunt rapizi. Pentru ca interacțiunea lor ulterioară cu nucleele de uraniu-235 în reacția în lanț să fie cea mai eficientă, ele sunt încetinite prin introducerea unui moderator în miez - o substanță care reduce energia cinetică a neutronilor.

Reactor rapid cu neutroni.

Reactoarele cu neutroni rapidi nu pot funcționa cu uraniu natural. Reacția poate fi menținută numai într-un amestec îmbogățit care conține cel puțin 15% izotop de uraniu. Avantajul reactoarelor cu neutroni rapizi este că funcționarea lor produce o cantitate semnificativă de plutoniu, care poate fi apoi folosit ca combustibil nuclear.

Reactoare omogene și eterogene.

Reactoarele nucleare, în funcție de amplasarea relativă a combustibilului și a moderatorului, sunt împărțite în omogene și eterogene. Într-un reactor omogen, miezul este o masă omogenă de combustibil, moderator și lichid de răcire sub formă de soluție, amestec sau topitură. Un reactor în care combustibilul sub formă de blocuri sau ansambluri de combustibil este plasat într-un moderator, formând în el o rețea geometrică obișnuită, este numit eterogen.

Conversia energiei interne a nucleelor ​​atomice în energie electrică.

Un reactor nuclear este elementul principal al unei centrale nucleare (CNP), care transformă energia nucleară termică în energie electrică. Conversia energiei are loc conform următoarei scheme:

• energia internă a nucleelor ​​de uraniu -
• energia cinetică a neutronilor și a fragmentelor nucleare -
• energia internă a apei -
• energia internă a aburului -
• energia cinetică a aburului -
• energia cinetică a rotorului turbinei și a rotorului generatorului -
• Energie electrica.

Utilizarea reactoarelor nucleare.

În funcție de scopul lor, reactoarele nucleare pot fi reactoare de putere, convertoare și amelioratoare, de cercetare și multifuncționale, de transport și industriale.

Reactoarele de energie nucleară sunt utilizate pentru a genera energie electrică în centralele nucleare, centralele de navă, centralele nucleare combinate de căldură și energie și stațiile de alimentare cu căldură nucleară.

Reactoarele concepute pentru a produce combustibil nuclear secundar din uraniu natural și toriu se numesc convertoare sau generatoare. În reactorul convertor, combustibilul nuclear secundar produce mai puțin decât a fost consumat inițial.

Într-un reactor de reproducere, se realizează reproducerea extinsă a combustibilului nuclear, de exemplu. se dovedește mai mult decât s-a cheltuit.

Reactoarele de cercetare sunt utilizate pentru a studia procesele de interacțiune a neutronilor cu materia, a studia comportamentul materialelor reactoarelor în câmpuri intense de radiații neutronice și gama, cercetare radiochimică și biologică, producerea de izotopi și cercetarea experimentală în fizica reactoarelor nucleare.

Reactoarele au puteri diferite, moduri de funcționare staționare sau pulsate. Reactoarele multifuncționale sunt cele care servesc mai multor scopuri, cum ar fi generarea de energie și producerea de combustibil nuclear.

Dezastre de mediu la centralele nucleare

• 1957 – accident în Marea Britanie
• 1966 – topirea parțială a miezului după o defecțiune de răcire a reactorului lângă Detroit.
• 1971 - o mulțime de apă poluată a intrat în râul SUA
• 1979 - cel mai mare accident din SUA
• 1982 – eliberarea de abur radioactiv în atmosferă
• 1983 - un accident groaznic în Canada (apa radioactivă a curs timp de 20 de minute - o tonă pe minut)
• 1986 – accident în Marea Britanie
• 1986 – accident în Germania
• 1986 – Centrala nucleară de la Cernobîl
• 1988 – Incendiu la o centrală nucleară din Japonia

Centralele nucleare moderne sunt echipate cu calculatoare, dar anterior, chiar și după un accident, reactoarele au continuat să funcționeze, deoarece nu exista un sistem de oprire automată.

4. Fixarea materialului.

1. Cum se numește un reactor nuclear?
2. Ce este combustibilul nuclear dintr-un reactor?
3. Ce substanță servește ca moderator de neutroni într-un reactor nuclear?
4. Care este scopul unui moderator de neutroni?
5. La ce se folosesc tijele de control? Cum se folosesc?
6. Ce este folosit ca lichid de răcire în reactoarele nucleare?
7. De ce este necesar ca masa fiecărei bare de uraniu să fie mai mică decât masa critică?

5. Executarea testului.

1. Ce particule sunt implicate în fisiunea nucleelor ​​de uraniu?
   A. protoni;
   B. neutroni;
   B. electroni;
   G. nuclee de heliu.
2. Ce masă de uraniu este critică?
   A. cea mai mare la care este posibilă o reacție în lanț;
   B. orice masă;
   B. cel mai mic la care este posibilă o reacție în lanț;
   D. masa la care se va opri reacţia.
3. Care este masa critică aproximativă a uraniului 235?
   A. 9 kg;
   B. 20 kg;
   B. 50 kg;
   G. 90 kg.
4. Care dintre următoarele substanțe pot fi utilizate în reactoare nucleare ca moderatori de neutroni?
   A. grafit;
   B. cadmiu;
   B. apă grea;
   G. bor.
5. Pentru ca o reacție nucleară în lanț să aibă loc la o centrală nucleară, factorul de multiplicare a neutronilor trebuie să fie:
   A. este egal cu 1;
   B. mai mult de 1;
   V. mai puțin de 1.
6. Viteza de fisiune a nucleelor ​​de atomi grei din reactoarele nucleare este controlată de:
   A. datorita absorbtiei neutronilor la coborarea tijelor cu absorbant;
   B. datorită creșterii eliminării căldurii cu creșterea vitezei lichidului de răcire;
   B. prin creșterea furnizării de energie electrică a consumatorilor;
   G. prin reducerea masei de combustibil nuclear din miez la scoaterea tijelor cu combustibil.
7. Ce transformări energetice au loc într-un reactor nuclear?
   A. energia internă a nucleelor ​​atomice este transformată în energie luminoasă;
   B. energia internă a nucleelor ​​atomice este transformată în energie mecanică;
   B. energia internă a nucleelor ​​atomice este transformată în energie electrică;
   D. niciunul dintre răspunsuri nu este corect.
8. În 1946, primul reactor nuclear a fost construit în Uniunea Sovietică. Cine a fost liderul acestui proiect?
   A. S. Korolev;
   B. I. Kurchatov;
   V. D. Saharov;
   G. A. Prohorov.
9. Care considerați că este cea mai acceptabilă pentru creșterea fiabilității centralelor nucleare și prevenirea contaminării mediului extern?
   A. dezvoltarea de reactoare capabile să răcească automat miezul reactorului indiferent de voința operatorului;
   B. creșterea nivelului de alfabetizare în funcționarea CNE, a nivelului de pregătire profesională a operatorilor CNE;
   B. dezvoltarea unor tehnologii foarte eficiente pentru dezmembrarea centralelor nucleare și prelucrarea deșeurilor radioactive;
   D. amplasarea reactoarelor la adâncimea subteranului;
   D. refuzul construirii și exploatării unei centrale nucleare.
10. Ce surse de poluare a mediului sunt asociate cu funcționarea centralelor nucleare?
    A. industria uraniului;
    B. reactoare nucleare de diferite tipuri;
    B. industria radiochimică;
    D. locuri de prelucrare și eliminare a deșeurilor radioactive;
    D. utilizarea radionuclizilor în economia naţională;
    E. explozii nucleare.

Răspunsuri: 1 B; 2 V; 3 V; 4 A, B; 5 A; 6 A; 7 V;. 8 B; 9 B.V; 10 A, B, C, D, E.

6. Rezumatul lecției.

Ce nou ai învățat în clasă astăzi?

Ce ți-a plăcut la lecție?

Ce întrebări ai?

MULȚUMESC PENTRU MUNCA DVS. LA LECȚIE!

După ce a fost efectuată o reacție în lanț necontrolată, care a făcut posibilă obținerea unei cantități gigantice de energie, oamenii de știință și-au stabilit sarcina de a implementa o reacție în lanț controlată. Esența unei reacții în lanț controlate constă în capacitatea de a controla neutronii. Acest principiu a fost aplicat cu succes în centralele nucleare (CNP).

Energia de fisiune a nucleelor ​​de uraniu este utilizată în centralele nucleare (CNP). Procesul de fisiune a uraniului este foarte periculos. Prin urmare, reactoarele nucleare sunt înconjurate de învelișuri dense de protecție. Un tip comun de reactor este apa sub presiune.

Lichidul de răcire este apă. Apa rece intră în reactor sub presiune foarte mare, ceea ce împiedică fierberea.

Apa rece care trece prin miezul reactorului acționează și ca un moderator - încetinind neutronii rapidi, astfel încât să lovească nucleele de uraniu și să provoace o reacție în lanț.

Combustibilul nuclear (uraniul) este situat în miez sub formă de bare de asamblare a combustibilului. Tijele de combustibil din ansamblu alternează cu tije de control, care reglează viteza de fisiune nucleară prin absorbția de neutroni rapidi.

Fisiunea eliberează o cantitate mare de căldură. Apa încălzită iese din miez sub presiune cu o temperatură de 300 C și intră în centrala, care adăpostește generatoare și turbine.

Apa fierbinte din reactor încălzește apa din circuitul secundar până la fierbere. Aburul este direcționat către paletele turbinei și îl rotește. Arborele rotativ transferă energie către generator. În generator, energia mecanică de rotație este transformată în energie electrică. Aburul se răcește și apa se întoarce înapoi în reactor.

Ca rezultat al acestor procese complexe, o centrală nucleară produce curent electric.

După cum puteți vedea, izotopul fisionabil este situat în barele de combustibil situate în miezul reactorului, formând o masă critică. Reacția nucleară este controlată folosind tije de control din bor sau cadmiu. Tijele de control, ca și barele de combustibil, sunt situate în miezul reactorului și, asemenea unui burete care absoarbe apa, acționează asupra neutronilor, absorbindu-i. Operatorul CNE, prin reglarea numărului de tije de control din miezul reactorului, controlează viteza procesului nuclear: o încetinește coborând tijele de control în miezul reactorului; sau o accelerează prin ridicarea tijelor.

S-ar părea că totul este minunat - energia nucleară este o sursă inepuizabilă de electricitate high-tech și este viitorul. Așa credeau oamenii până pe 26 august 1986. Accidentul de la a patra unitate a centralei nucleare de la Cernobîl a dat totul peste cap - atomul „pașnic” s-a dovedit a nu fi atât de pașnic dacă este tratat cu dispreț.

S-a scris destul de mult material despre asta. Aici se va da chintesența (esența condensată) a dezastrului.

Principalele cauze ale accidentului celei de-a patra unități de putere a centralei nucleare de la Cernobîl:

1. Un program insuficient de bine gândit pentru un experiment tehnologic privind dezafectarea unui turbogenerator;
2. Calcule greșite ale dezvoltatorilor reactorului nuclear RBMK, unde un rol semnificativ a avut lipsa informațiilor operaționale în sistemul de control despre rezerva de reactivitate din nucleu;
3. „Libertățile” personalului centralei nucleare care a condus experimentul și au permis abateri de la reglementări pentru lucrările efectuate.

Toate acestea împreună au dus la dezastru. Printre specialiștii care investighează evenimentele de la Cernobîl a existat ceva de genul acesta: „operatorii au reușit să arunce în aer unitatea, iar reactorul le-a permis să o facă”. O parte din vinovăția de la Cernobîl revine aproape tuturor - și a fizicienilor care efectuează calcule folosind modele simplificate și a instalatorilor care sudează neglijent cusături și a operatorilor care își permit să ignore reglementările de lucru.

Anatomia accidentului de la Cernobîl pe scurt

1. Puterea reactorului a fost lăsată să scadă la o valoare foarte mică (aproximativ 1% din valoarea nominală). Acest lucru este „rău” pentru reactor, deoarece cade în „groapa de iod” și începe otrăvirea cu xenon a reactorului. Conform abordării „normale”, a fost necesar să se închidă reactorul, dar în acest caz experimentul de epuizare a turbinei nu ar fi fost efectuat, cu toate consecințele administrative care decurg din aceasta. Drept urmare, personalul CNE de la Cernobîl a decis să mărească puterea reactorului și să continue experimentul.

2. Din materialul de mai sus este clar că operatorul unei centrale nucleare poate controla viteza reacției nucleare (puterea reactorului) prin deplasarea tijelor de control în miezul reactorului. Pentru a crește puterea reactorului (pentru a finaliza experimentul), aproape toate tijele de control au fost îndepărtate din miezul reactorului.

Pentru a fi mai clar pentru cititorul care nu este familiarizat cu „subtilitățile nucleare”, putem da următoarea analogie cu o sarcină suspendată pe un arc:

• Sarcina (sau mai degrabă poziția sa) este puterea reactorului;
• Arcul este un mijloc de control al sarcinii (puterea reactorului).
• În poziția normală, sarcina și arcul sunt în echilibru - sarcina este la o anumită înălțime, iar arcul este întins cu o anumită cantitate.
• Când puterea reactorului a căzut („groapă de iod”), sarcina a coborât la pământ (și a mers foarte puternic).
• Pentru a „scoate” reactorul, operatorul „a tras arcul” (a scos tijele de control; dar a fost necesar să faceți exact invers - introduceți toate tijele și opriți reactorul, adică eliberați arcul astfel încât sarcina cade la sol). Dar sistemul de sarcină-arc are o oarecare inerție și de ceva timp după ce operatorul a început să tragă arcul în sus, sarcina se mișcă în continuare în jos. Și operatorul continuă să tragă în sus.
• În cele din urmă, sarcina ajunge la punctul cel mai de jos și sub influența forțelor arcului (deja decente) începe să se miște în sus - puterea reactorului începe să crească brusc. Sarcina zboară în sus din ce în ce mai repede (o reacție în lanț necontrolată cu eliberarea unei cantități uriașe de căldură), iar operatorul nu mai poate face nimic pentru a stinge inerția mișcării în sus a încărcăturii. Drept urmare, sarcina lovește operatorul în frunte.

Da, operatorii centralei nucleare de la Cernobîl, care au permis unității să explodeze, au plătit cel mai mare preț pentru greșeala lor - viețile lor.

De ce a procedat în acest fel personalul CNE de la Cernobîl? Unul dintre motive a fost faptul că sistemul de control al reactorului nuclear nu a oferit operatorului informații operaționale despre procesele periculoase care au loc în reactor.

Așa își începe cartea A.S. Dyatlov „Cernobîl. Cum sa întâmplat”:

La 26 aprilie 1986, la o oră, douăzeci și trei de minute, patruzeci de secunde, șeful de tură al Unității nr.4 a Centralei Nucleare de la Cernobîl, Alexander Akimov, a ordonat oprirea reactorului la finalizarea lucrărilor efectuate. înainte de a opri unitatea de alimentare pentru reparațiile planificate. Comanda a fost emisă într-un mediu de lucru calm, sistemul de control centralizat nu înregistrează un singur semnal de urgență sau de avertizare despre abateri ale parametrilor reactorului sau ale sistemelor de serviciu. Operatorul de reactor Leonid Toptunov a scos capacul de pe butonul AZ, care protejează împotriva apăsării greșite accidentale, și a apăsat butonul. La acest semnal, 187 de tije de control al reactorului au început să coboare în miez. Luminile de fundal de pe placa mnemonică s-au aprins, iar săgețile indicatoarelor de poziție a tijei au început să se miște. Alexander Akimov, stând pe jumătate întors către panoul de control al reactorului, a observat acest lucru, a văzut, de asemenea, că „iepurașii” indicatorilor de dezechilibru AR „s-au aruncat spre stânga” (expresia lui), așa cum ar trebui să fie, ceea ce a însemnat o scădere a puterea reactorului, îndreptat către panoul de siguranță, în spatele căruia am observat în experiment.
Dar apoi s-a întâmplat ceva pe care nici cea mai sălbatică imaginație nu l-a putut prevedea. După o scădere ușoară, puterea reactorului a început brusc să crească cu o viteză din ce în ce mai mare și au apărut semnale de alarmă. L. Toptunov a strigat despre o creștere de urgență a puterii. Dar nu era în stare să facă nimic. Tot ce putea face era să țină apăsat butonul AZ, tijele de control au intrat în zona activă. Nu are alte mijloace la dispoziție. Și toți ceilalți. A. Akimov a strigat aspru: „Închideți reactorul!” A sărit la panoul de comandă și a scos sub tensiune ambreiajele electromagnetice ale acționărilor tijei de control. Acțiunea este corectă, dar inutilă. La urma urmei, logica CPS, adică toate elementele sale de circuite logice, a funcționat corect, tijele au intrat în zonă. Acum este clar - după apăsarea butonului AZ nu au existat acțiuni corecte, nu au existat mijloace de salvare. Altă logică a eșuat!
Au urmat două explozii puternice, cu un interval scurt. Lansetele AZ s-au oprit din mișcare fără să meargă nici măcar pe jumătate. Nu aveau încotro să meargă.
La o oră, douăzeci și trei de minute, patruzeci și șapte de secunde, reactorul a fost distrus de o creștere a puterii folosind neutroni prompti. Acesta este un colaps, dezastrul suprem care se poate întâmpla la un reactor de putere. Nu au înțeles, nu s-au pregătit pentru asta, nu au fost prevăzute măsuri tehnice de localizare la bloc și gară...

Adică, cu câteva secunde înainte de dezastru, personalul nici măcar nu bănuia pericolul care se apropie! Sfârșitul acestei situații absurde a fost apăsarea butonului de urgență, după care s-a produs o explozie - alergi într-o mașină și în fața unui obstacol apeși frâna, dar mașina accelerează și mai mult și se lovește de obstacol. Pentru a fi corect, trebuie spus că apăsarea butonului de urgență nu a putut influența în niciun fel situația - a accelerat doar cu câteva momente inevitabila explozie a reactorului, dar adevărul rămâne - protecția de urgență a aruncat în aer reactorul !

Impactul radiațiilor asupra oamenilor

De ce sunt atât de periculoase dezastrele nucleare provocate de om (ca să nu mai vorbim de armele nucleare)?

Pe lângă eliberarea de cantități colosale de energie, care duce la o mare distrugere, reacțiile nucleare sunt însoțite de radiații și, în consecință, de contaminarea cu radiații a zonei.

De ce radiațiile sunt atât de dăunătoare pentru un organism viu? Dacă nu ar fi adus un asemenea rău tuturor viețuitoarelor, atunci toată lumea ar fi uitat de accidentul de la Cernobîl cu mult timp în urmă, iar bombe atomice ar fi fost aruncate în stânga și în dreapta.

Radiațiile distrug celulele unui organism viu în două moduri:

1. datorită încălzirii (arsuri prin radiații);
2. din cauza ionizării celulelor (radiații).

Particulele radioactive și radiația în sine au energie cinetică mare. Radiația generează căldură. Această căldură, similară unei arsuri solare, provoacă o arsură prin radiații, distrugând țesutul corpului.

Schema schematică a unui reactor nuclear care utilizează neutroni termici (lenti) este prezentată în Fig. 5.1, aici 1 - bare de control, 2 - protecție biologică, 3 - protecție termică, 4 - moderator, 5 - combustibil nuclear (barele de combustibil).

Când un neutron lovește nucleul izotopului de uraniu 235, acesta se împarte în două părți și sunt emiși câțiva (2,5-3) neutroni secundari noi.. Pentru ca o reacție în lanț să fie menținută într-un reactor nuclear, este necesar ca masa de combustibil nuclear din miezul reactorului să fie nu mai puțin critică. Reactorul trebuie să conțină această cantitate 235 U astfel încât, în medie, cel puțin unul dintre neutronii rezultați în fiecare eveniment de fisiune poate provoca următorul eveniment de fisiune înainte de a părăsi miezul reactorului.

Figura 5.1. Schema schematică a unui reactor nuclear cu neutroni termici

Dacă numărul de neutroni este menținut constant, atunci reacția de fisiune va avea un caracter staționar. Cu cât este mai mare nivelul de echilibru al numărului de neutroni existenți, cu atât este mai mare puterea reactorului. O putere de 1 MW corespunde unei reacții în lanț în care au loc 3 10 16 diviziuni într-o secundă.

Dacă numărul de neutroni crește, se va produce o explozie termică dacă aceasta scade, reacția se va opri. Viteza de reacție este controlată folosind tije de control 1.

Starea actuală a unui reactor nuclear poate fi caracterizată ca fiind eficientă factor de multiplicare a neutronilor sau reactivitate, care sunt interconectate prin relația:

Următoarele valori sunt tipice pentru aceste cantități:

· - reacția în lanț crește în timp, reactorul este în stare supercritică, reactivitatea acestuia;

· , - numărul de fisiuni nucleare este constant, reactorul este într-o stare critică stabilă.

Un reactor nuclear poate funcționa la o putere dată timp îndelungat numai dacă are o rezervă de reactivitate la începutul funcționării. În timpul funcționării unui reactor nuclear, datorită acumulării de fragmente de fisiune în combustibil, compoziția sa izotopică și chimică se modifică și se formează elemente transuraniu, în principal Pu. Procesele care au loc în reactor reduc posibilitatea unei reacții în lanț de fisiune a nucleelor ​​atomice.

Pentru a menține și implementa o reacție în lanț, este necesar să se limiteze absorbția neutronilor de către materialele din jurul miezului reactorului. Acest lucru se realizează prin utilizarea materialelor (pentru protecție biologică 2 și termică 3) care cel puțin parțial (ideal 50%) reflectă neutronii, adică. nu le-a absorbit. De o importanță deosebită este alegerea lichidului de răcire utilizat pentru a transfera căldura de la miez la turbină.

Neutronii produși ca urmare a fisiunii pot fi rapizi (viteză mare) sau lenți (termici). Probabilitatea de a capta un neutron lent de către un nucleu 235 U iar scindarea sa ulterioară este mai mare decât cea a unui neutron rapid. Prin urmare, barele de combustibil 5 sunt înconjurate de moderatori speciali 4, care încetinesc neutronii, absorbindu-i slab. Pentru a reduce scurgerea de neutroni din reactor, acesta este echipat cu un reflector. Moderatoarele și reflectoarele cele mai frecvent utilizate sunt grafitul, grele ( D2O), apă obișnuită etc.

Numărul de neutroni existenți staționari determină numărul de fragmente de fisiune nucleară formate, care zboară în direcții diferite cu o viteză enormă. Frânarea fragmentelor duce la încălzirea combustibilului și a pereților tijelor de combustibil. Pentru a elimina această căldură, reactorul este alimentat lichid de răcire, a cărui încălzire este scopul reactorului. Adesea aceeași substanță, de exemplu apa obișnuită, îndeplinește funcțiile lichid de răcire, moderator și reflector. Apa este furnizată în reactor folosind pompele principale de circulație(MCP).

Reacția nucleară cu neutroni de fisiune a nucleelor ​​grele, așa cum sa menționat deja, este reacția principală și centrală în reactoarele nucleare. Prin urmare, are sens de la bun început să se familiarizeze cu conceptele fizice ale reacției de fisiune și cele ale trăsăturilor sale care, într-un fel sau altul, își lasă amprenta asupra tuturor aspectelor vieții și vieții de zi cu zi a celui mai complex complex tehnic, care este numită Centrală Nucleară.

O idee despre fisiunea nucleului de uraniu-235 în imagini vizuale este dată în Fig. 2.6.

Neutron Nucleu de masă A Nucleu compus excitat Fragmente de fisiune

Neutroni de fisiune

Fig.2.6. Reprezentare schematică a fisiunii nucleare de 235 U.

Pe baza acestei diagrame, „ecuația” generalizată a reacției de fisiune (care este mai degrabă logică decât strict matematică) poate fi scrisă după cum urmează:

235 U + 1 n  (236 U) *  (F 1)* + (F 2)* +  5. 1 n + a + b + c + E

- (F 1)* și (F 2)* - desemnări simbolice excitat fragmente de fisiune (indicele (*) denotă în continuare elemente instabile, excitate sau radioactive); fragmentul (F 1)* are masa A 1 și sarcina Z 1, fragmentul (F 2)* are masa A 2 și sarcina Z 2;

-  5 . 1 n sunt desemnați  5 neutroni de fisiune eliberați în medie în fiecare eveniment de fisiune al nucleului de uraniu-235;

- ,  și  - -particule, -particule și -quanta, ale căror numere medii pe act de fisiune a nucleului de uraniu-235 sunt egale cu a, b și, respectiv, c;

E este cantitatea medie de energie eliberată în actul de fisiune.

Să subliniem încă o dată: expresia scrisă mai sus nu este o ecuație în sensul strict al cuvântului; mai degrabă, este pur și simplu o formă de notație ușor de reținut, care reflectă principalele caracteristici ale reacției de fisiune a neutronilor:

a) formarea fragmentelor de fisiune;

b) formarea de noi neutroni liberi în timpul fisiunii, pe care îi vom numi de acum încolo pe scurt neutroni de fisiune;

c) radioactivitatea fragmentelor de fisiune, care determină transformarea lor în continuare în formațiuni mai stabile, ceea ce are ca rezultat o serie de efecte secundare - atât pozitive, utile, cât și negative, de care trebuie luate în considerare la proiectarea, construcția și exploatarea reactoarelor nucleare;

d) eliberarea de energie în timpul fisiunii este proprietatea principală a reacției de fisiune, care face posibilă crearea energic reactor nuclear.

Fiecare dintre procesele fizice enumerate mai sus care însoțesc reacția de fisiune joacă un anumit rol în reactor și are propriile sale practici practice. sens. Prin urmare, haideți să le cunoaștem mai detaliat.

2.2.1. Formarea fragmentelor de fisiune. Un singur act de fisiune nucleară poate fi vorbit într-o anumită măsură ca fiind un fenomen Aleatoriu, ținând cont de faptul că nucleul greu de uraniu, format din 92 de protoni și 143 de neutroni, este în mod fundamental capabil să se divizeze într-un număr diferit de fragmente cu mase atomice diferite. În acest caz, evaluarea posibilității de împărțire a unui nucleu în 2, 3 sau mai multe fragmente poate fi abordată cu măsuri probabilistice. Conform datelor prezentate în, probabilitatea ca un nucleu să se împartă în două fragmente este mai mare de 98%, prin urmare, marea majoritate a fisiunilor se termină cu formarea a exact două fragmente.

Studiile spectroscopice ale produselor de fisiune au identificat mai mult de 600 de fragmente de fisiune calitativ diferite cu mase atomice diferite. Și aici, într-un accident aparent, cu un număr mare de divizii, imediat a apărut una model general care poate fi exprimat pe scurt după cum urmează:

Probabilitatea apariției unui fragment dintr-o anumită masă atomică în timpul fisiunii în masă a unui anumit nuclid este o valoare caracteristică strict definită a acestui nuclid fisionabil.

Această cantitate este de obicei numită randamentul fragmentelor specifice , notat cu o literă greacă mică  i(gamma) cu un indice - un simbol al elementului chimic al cărui fragment este nucleul sau un simbol al unui izotop.

De exemplu, în experimente fizice s-a înregistrat că un fragment de xenon-135 (135 Xe) apare în medie în trei cazuri la fiecare mie de fisiuni a 235 de nuclee U. Aceasta înseamnă că randamentul specific al fragmentelor de 135 Xe este

 Xe= 3/1000 = 0,003 din toate diviziunile,

iar în raport cu un singur eveniment de fisiune a nucleului de 235 U, valoarea  Xe = 0,003 = 0,3% - este probabilitatea ca fisiunea să aibă ca rezultat formarea unui fragment 135 Heh.

O evaluare clară a modelului de formare a fragmentelor de fisiune ale diferitelor mase atomice este dată de curbele randamentului specific de fragmente (Fig. 2.7).

10

70 80 90 100 110 120 130 140 150 A, a.m.u.

Orez. 2.7. Randamente specifice ale fragmentelor de fisiune ale diferitelor mase atomice

în timpul fisiunii nucleelor ​​de 235 U (linie continuă) și 239 Pu (linie întreruptă).

Natura acestor curbe ne permite să concluzionăm următoarele:

a) Masele atomice ale fragmentelor formate în timpul fisiunii, în marea majoritate a cazurilor, se află în intervalul 70  165 amu. Randamentul specific al fragmentelor mai ușoare și mai grele este foarte mic (nu depășește 10 -4%).

b) Fisiunea simetrică a nucleelor ​​(adică fisiunea în două fragmente de mase egale) sunt extrem de rare: randamentul lor specific nu depășește 0,01% pentru nucleele de uraniu-235 și 0,04% pentru nucleele de plutoniu-239.

c) Cel mai des format plămânii fragmente cu numere de masă în intervalul 83  104 amu. Și greu fragmente cu A = 128  149 a.m.u. (randamentul lor specific este de 1% sau mai mult).

d) Fisiunea 239 Pu sub influența neutronilor termici duce la formarea mai multor mai strict fragmente comparativ cu fragmentele de fisiune de 235 U.

*) În viitor, atunci când studiem cinetica reactorului și procesele de otrăvire și zgură a acestuia, va trebui să ne referim de mai multe ori la valorile randamentelor specifice ale multor fragmente de fisiune atunci când elaborăm ecuații diferențiale care descriu procesele fizice din miezul reactorului.

Comoditatea acestei valori este că, cunoscând viteza reacției de fisiune (numărul de fisiuni pe unitate de volum al compoziției combustibilului pe unitatea de timp), este ușor de calculat rata de formare a oricăror fragmente de fisiune, a căror acumulare în reactor afectează într-un fel sau altul funcționarea acestuia:

Rata de generare a fragmentului i-lea =  i  (rata de reacție de fisiune)

Și încă o notă legată de formarea fragmentelor de fisiune. Fragmentele de fisiune generate în timpul fisiunii au energii cinetice ridicate. Prin transferul energiei lor cinetice în timpul ciocnirilor cu atomii din mediul de compoziție a combustibilului, fragmentele de fisiune crește nivelul mediu de energie cinetică a atomilor și moleculelor, care, în conformitate cu ideile teoriei cinetice, este perceput de noi ca cresterea temperaturii compoziția combustibilului sau cum generarea de căldură în ea.

Cea mai mare parte a căldurii din reactor este generată în acest fel.

Acesta este un anumit rol pozitiv al formării fragmentelor în procesul de funcționare al unui reactor nuclear.

2.2.2. Producția de neutroni de fisiune. Fenomenul fizic cheie care însoțește procesul de fisiune a nucleelor ​​grele este emisia de neutroni rapizi secundari prin fragmente de fisiune excitate, in caz contrar numit neutroni prompti sau neutroni de fisiune.

Semnificația acestui fenomen (descoperită de F. Joliot-Curie și colegii săi - Albano și Kowarski - în 1939) este de netăgăduit: Datorită acesteia, în timpul fisiunii nucleelor ​​grele, noi neutroni liberi par să-i înlocuiască pe cei care au provocat fisiunea; acești noi neutroni pot interacționa cu alte nuclee fisionabile din combustibil și pot determina fisiunea lor, urmată de emisia de noi neutroni de fisiune etc. Adică, datorită formării neutronilor de fisiune, devine posibil organiza un proces de fisiuni care se succed uniform în timp, fără furnizarea de neutroni liberi mediului care conține combustibil dintr-o sursă externă. Într-o astfel de livrare, pur și simplu, nu este necesar, atâta timp cât sunt localizate „uneltele” cu ajutorul cărora se realizează fisiunea nucleară aici, chiar în acest mediu, în stare legată în nuclee fisionabile; pentru a „pune în acțiune” neutronii legați, trebuie doar eliberați, adică nucleul trebuie împărțit în fragmente, iar apoi fragmentele în sine vor completa totul: datorită stării lor excitate, vor emite „în plus. ” neutroni din compoziția lor, interferând cu stabilitatea acestora, iar acest lucru se va întâmpla într-un timp de ordinul a 10 -15 - 10 -13 s, care coincide în ordinea mărimii cu timpul în care nucleul compus rămâne în stare excitată. Această coincidență a dat naștere ideii că apar neutronii de fisiune nu din fragmente de fisiune excitate suprasaturate cu neutroni după terminarea fisiunii, ci direct în acea perioadă scurtă de timp în care are loc fisiunea nucleară. Aceea nu este după act de împărțire și pe parcursul acest act, parcă simultan cu distrugerea miezului. Din același motiv, acești neutroni sunt adesea numiți neutroni prompti.

O analiză a posibilelor combinații de protoni și neutroni în nuclee stabile de diferite mase atomice (rețineți diagrama nucleelor ​​stabile) și compararea acestora cu compoziția calitativă a produselor de fisiune a arătat că probabilitatea de formaredurabil Există foarte puține fragmente în timpul fisiunii. Aceasta înseamnă că marea majoritate a fragmentelor se nasc instabilși poate emite unul, doi, trei sau chiar mai mulți neutroni de fisiune „în plus” pentru stabilitatea lor și, este clar că fiecare fragment excitat specific trebuie să emită propriul tău, strict definit, numărul de neutroni de fisiune „în plus” pentru stabilitatea acestuia.

Dar, deoarece fiecare fragment cu un număr mare de fisiuni are un randament specific strict definit, atunci cu un anumit număr mare de fisiuni va fi, de asemenea, cert numărul de fragmente de fisiune de fiecare tip format și, în consecință, numărul de neutroni de fisiune emiși de fragmentele de fiecare tip vor fi, de asemenea, sigure și, Aceasta înseamnă că numărul lor total va fi, de asemenea, sigur. Împărțind numărul total de neutroni produși în fisiuni la numărul de fisiuni în care au fost produși, ar trebui să obținem numărul mediu de neutroni de fisiune emiși într-un eveniment de fisiune, care, pe baza raționamentului de mai sus, ar trebui, de asemenea, strict definite și constantă pentru fiecare tip de nuclid fisionabil. Această constantă fizică a unui nuclid fisionabil este desemnată  .

Conform datelor din 1998 (valoarea acestei constante este actualizată periodic pe baza rezultatelor unei analize a experimentelor fizice din întreaga lume) în timpul fisiunii sub influenţa neutronilor termici

Pentru uraniu-235  5 = 2.416,

Pentru plutoniu-239  9 = 2.862,

Pentru plutoniu-241  1 = 2,938 etc.

Este utilă ultima remarcă: valoarea constantei  depinde în mod semnificativ de mărimea energiei cinetice a neutronilor care provoacă fisiunea și, pe măsură ce aceasta din urmă crește, crește aproximativ în proporție directă cu E.

Pentru cei mai importanți doi nuclizi fisionali, dependențele aproximative (E) sunt descrise prin expresii empirice:

Pentru uraniu-235  5 (E) = 2.416 + 0.1337 E;

Pentru plutoniu-239  9 (E) = 2.862 + 0.1357 E.

*) Energia neutronilor E este substituită în [MeV].

Astfel, valoarea constantei , calculată folosind aceste formule empirice, la diferite energii neutronice poate atinge următoarele valori:

Deci, prima caracteristică a neutronilor de fisiune emiși în timpul fisiunii unor nuclizi fisionali specifici este inerentă numărul mediu de neutroni de fisiune produși într-un eveniment de fisiune .

Este un fapt că pentru toţi nuclizii fisionali  > 1, creează o condiție prealabilă pentru fezabilitate lanţ reacție de fisiune a neutronilor. Este clar că de implementat reacție în lanț de fisiune auto-susținută este necesar să se creeze condiţii astfel încât unu din  neutroni obţinuţi în actul de fisiune numit cu siguranta următoarea diviziune a altui nucleu și odihnă ( - 1) neutroni cumva excluse din procesul de fisiune nucleară.În caz contrar, intensitatea diviziunilor va crește în timp ca o avalanșă (ceea ce se întâmplă în bombă atomică).

Deoarece acum se știe că valoarea constantei  crește odată cu creșterea energiei neutronilor care cauzează fisiunea, apare o întrebare logică: cu ce energie cinetică născut neutroni de fisiune?

Răspunsul la această întrebare este dat de a doua caracteristică a neutronilor de fisiune, numită spectrul energetic al neutronilor de fisiuneși reprezentând funcția de distribuție a neutronilor de fisiune asupra energiilor lor cinetice.

Dacă într-o unitate (1 cm3) apare volumul mediului la un moment considerat în timp n atunci neutroni de fisiune ai tuturor energiilor posibile spectru energetic normalizat este o funcție a cantității de energie E, a cărei valoare la orice valoare particulară a lui E arată ce parte (proporție) din toți acești neutroni sunt neutroni cu energii ale intervalului elementar dE în apropierea energiei E. Cu alte cuvinte, vorbim despre expresie

Distribuția energiei neutronilor de fisiune este descrisă destul de precis Funcția spectrală a lui Watt(Watt):

n(E) = 0.4839
, (2.2.2)

a cărui ilustrare grafică este Fig. 2.8. pe pagina următoare.

Spectrul lui Watt arată că, deși neutronii de fisiune sunt produși cu energii foarte diferite, situate pe o gamă foarte largă, majoritatea neutronilor au energie inițială,egal cu E nv = 0,7104 MeV, corespunzătoare maximului funcției spectrale a lui Watt. În sens, această valoare este cea mai probabilă energie a neutronilor de fisiune.

O altă cantitate care caracterizează spectrul energetic al neutronilor de fisiune este energia medie a neutronilor de fisiune , adică cantitatea de energie pe care ar avea-o fiecare neutron de fisiune dacă energia reală totală a tuturor neutronilor de fisiune ar fi împărțită în mod egal între ei:

E av =  E n(E) dE /  n(E) dE (2.2.3)

Înlocuirea expresiei (2.2.2) în (2.2.3) dă valoarea energiei medii a neutronilor de fisiune

E mier = 2,0 MeV

Și asta înseamnă că aproape totul se nasc neutronii de fisiune rapid(adică cu energii E > 0.1 MeV). Dar sunt produși puțini neutroni rapizi cu energii cinetice relativ mari (mai puțin de 1%), deși un număr vizibil de neutroni de fisiune apar cu energii de până la 18 - 20. MeV.

0 1 2 3 4 5 E, MeV

Fig.2.8. Spectrul energetic al neutronilor de fisiune este spectrul Watt.

Spectrele de neutroni de fisiune pentru diferiți nuclizi fisionali diferă unul de celălalt puțin. Să spunem, pentru nuclizii 235 U și 239 Pu care ne interesează în primul rând, valorile energiilor medii ale neutronilor de fisiune (corectate pe baza rezultatelor experimentelor fizice):

E av = 1,935 MeV - pentru 235 U și E av = 2,00 MeV - pentru 239 Pu

Valoarea energiei medii a spectrului de neutroni de fisiune crește odată cu creșterea energiei neutronilor care provoacă fisiunea, dar această creștere este nesemnificativă(cel puțin în intervalul 10 - 12 MeV). Acest lucru ne permite să-l ignorăm și să calculăm aproximativ spectrul energetic al neutronilor de fisiune uniformă pentru diverși combustibili nucleari și pentru reactoare cu spectru diferit (rapid, intermediar și termic).

Pentru uraniu-238, în ciuda naturii de prag a fisiunii sale, spectrul neutronilor de fisiune, de asemenea, coincide practic cu expresia(2.2.2) și dependența numărului mediu de neutroni de fisiune  8 din energia neutronilor care cauzează fisiunea - de asemenea practic liniară la energii peste prag ( E P = 1.1 MeV):

 8 (E) = 2.409 + 0.1389E. (2.2.4)

2.2.3. Radioactivitatea fragmentelor de fisiune. S-a spus deja că au fost identificate aproximativ 600 de tipuri de fragmente de fisiune, care diferă ca masă și sarcină de protoni și că practic Toate se nascfoarte entuziasmat .

Problema se complică și mai mult de faptul că poartă o emoție semnificativă și după emisie de neutroni de fisiune. Prin urmare, într-o dorință naturală de stabilitate, ei continuă să „reverse” excesul de energie deasupra nivelului stării fundamentale până când acest nivel este atins.

Această descărcare se realizează prin emisia secvențială a fragmentelor de toate tipurile de radiații radioactive (radiații alfa, beta și gama), iar pentru diferite fragmente, diferite tipuri de dezintegrare radioactivă apar în secvențe diferite și (datorită diferențelor de valori a constantelor de dezintegrare ) sunt întinse în grade diferite în timp.

Astfel, într-un reactor nuclear în funcțiune, nu numai procesul economii fragmente radioactive, dar și procesul de continuu transformare: se cunoaste un numar mare lanţuri transformări succesive, conducând în final la formarea de nuclee stabile, dar toate aceste procese necesită timpi diferiți, pentru unele lanțuri – foarte scurte, iar pentru altele – destul de lungi.

Prin urmare, radiațiile radioactive nu numai că însoțesc reacția de fisiune lucru reactor, dar sunt și emise de combustibil pentru o lungă perioadă de timp după ce acesta este oprit.

Acest factor, în primul rând, dă naștere unui tip special de pericol fizic - pericolul expunerea personalului, deservirea instalației reactorului, denumită pe scurt pericol de radiații. Acest lucru îi obligă pe proiectanții centralelor de reactoare să asigure mediul înconjurător. protectie biologica, plasați-l în încăperi izolate de mediu și luați o serie de alte măsuri pentru a elimina posibilitatea expunerii periculoase a oamenilor și contaminării radioactive a mediului.

În al doilea rând, după oprirea reactorului, toate tipurile de radiații radioactive, deși scad în intensitate, continuă să interacționeze cu materialele miezului și, ca și fragmentele de fisiune înseși în perioada inițială a existenței lor libere, își transferă energia cinetică către atomii mediului de bază, crescându-le energia cinetică medie. Acesta este în reactor după ce are loc oprirea acestuia căldură de descompunere .

Este ușor de înțeles că puterea degajării căldurii reziduale în reactor în momentul opririi este direct proporțională cu numărul de fragmente acumulate în timpul funcționării reactorului în acel moment, iar rata declinului acestuia este determinată ulterior de timpii de înjumătăţire ale acestor fragmente. Din cele spuse, urmează un altul negativ factor datorat radioactivității fragmentelor de fisiune - necesitatetermen lungrăcire miezul reactorului după oprire pentru a elimina căldura reziduală, iar aceasta este asociată cu un consum semnificativ de energie electrică și cu durata de viață a motorului echipamentului de circulație.

Astfel, formarea fragmentelor radioactive în timpul fisiunii într-un reactor este în principal un fenomen negativ, dar... fiecare nor are o căptușeală de argint!

În transformările radioactive ale fragmentelor de fisiune se pot observa și ele pozitiv aspect pe care reactoarele nucleare la propriu datorează existența lor . Faptul este că dintr-o mare varietate de fragmente de fisiune, există aproximativ 60 de tipuri care, după prima dezintegrare , devin neutronactiv , capabil să emită așa-numitele întârziat neutroni. Relativ puțini neutroni întârziați sunt emiși în reactor (aproximativ 0,6% din numărul total de neutroni generați), dar datorită existenței lor este posibil management sigur reactor nuclear; Ne vom convinge de acest lucru când vom studia cinetica unui reactor nuclear.

2.2.4. Eliberarea de energie în timpul fisiunii. Reacția de fisiune nucleară în fizică este una dintre confirmările clare ale ipotezei lui A. Einstein despre relația dintre masă și energie, care în raport cu fisiunea nucleară este formulată astfel:

Cantitatea de energie eliberată în timpul fisiunii nucleare este direct proporțională cu dimensiunea defectului de masă, iar coeficientul de proporționalitate în această relație este pătratul vitezei luminii:

E=  mс 2

În timpul fisiunii nucleare, excesul (defectul) de masă este definit ca diferența dintre suma maselor de repaus ale produselor inițiale ale reacției de fisiune (adică, nucleul și neutronul) și produsele rezultate din fisiunea nucleară (fragmente de fisiune, fisiune). neutroni și alte microparticule emise atât în ​​timpul procesului de fisiune cât și după el).

Analiza spectroscopică a făcut posibilă determinarea majorității produselor de fisiune și a randamentelor specifice ale acestora. Pe această bază, s-a dovedit a nu fi atât de greu de calculat privat magnitudinea defectelor de masă pentru diferite rezultate ale fisiunii nucleelor ​​de uraniu-235 și din ele - calculați cantitatea medie de energie eliberată într-o singură fisiune, care s-a dovedit a fi aproape de

mc 2 = 200 MeV

Este suficient să comparăm această valoare cu energia eliberată în actul unuia dintre cele mai endotermice chimic reacții - reacții de oxidare a combustibilului rachetei (valoare mai mică de 10 eV) - pentru a înțelege că la nivelul obiectelor din microlume (atomi, nuclee) 200 MeV - energie foarte mare: este de cel puțin opt ordine de mărime (de 100 de milioane de ori) mai mare decât energia obținută din reacțiile chimice.

Energia de fisiune este disipată din volumul în care a avut loc fisiunea nucleară prin diferite materiale transportatorii: fragmente de fisiune, neutroni de fisiune, particule - și , -quanta și chiar neutrini și antineutrini.

Distribuția energiei de fisiune între purtătorii de materiale în timpul fisiunii nucleelor ​​de 235 U și 239 Pu este dată în Tabelul 2.1.

Tabelul 2.1. Distribuția energiei de fisiune a nucleelor ​​de uraniu-235 și plutoniu-239 între produsele de fisiune.

Diverse componente ale energiei de fisiune sunt transformate în căldură nu in acelasi timp.

Primele trei componente se transformă în căldură într-un timp mai mic de 0,1 s (numărând din momentul divizării) și de aceea se numesc surse instantanee de eliberare de căldură.

Radiațiile - și  din produsele de fisiune sunt emise de fragmente excitate cu cele mai variate timpi de înjumătăţire(de la câteva fracțiuni de secundă la câteva zeci de zile, dacă luăm în considerare doar fragmente cu randament specific vizibil), și deci procesul menționat mai sus căldură de descompunere, care este cauzată tocmai de emisiile radioactive din produsele de fisiune, poate dura zeci de zile după ce reactorul este oprit.

*) Conform unor estimări foarte grosiere, puterea degajării de căldură reziduală în reactor după oprirea acestuia scade în primul minut - cu 30-35% după prima oră de oprire a reactorului, este de aproximativ 30% din putere; la care reactorul a funcționat înainte de oprire și după prima zi de parcare - aproximativ 25 la sută. Este clar că oprirea răcirii forțate a reactorului în astfel de condiții este exclusă, deoarece Chiar și o oprire pe termen scurt a circulației lichidului de răcire în miez este plină de pericolul distrugerii termice a elementelor de combustibil. Abia după câteva zile de răcire forțată a reactorului, când puterea de degajare a căldurii reziduale este redusă la nivelul lichidului de răcire eliminat din cauza convecției naturale, mijloacele de circulație ale circuitului primar pot fi oprite.

A doua întrebare practică pentru un inginer: unde și ce parte din energia de fisiune este transformată în căldură în reactor? - deoarece acest lucru se datorează necesității de a organiza o îndepărtare echilibrată a căldurii din diferitele sale părți interne, proiectate în diverse modele tehnologice.

Compoziția combustibilului, care conține nuclizi fisionali, este conținut în învelișuri sigilate care împiedică eliberarea fragmentelor formate din compoziția combustibilului a elementelor de combustibil (elemente de combustibil) în lichidul de răcire care le răcește. Și, dacă fragmentele de fisiune dintr-un reactor de lucru nu părăsesc elementele de combustibil, este clar că energiile cinetice ale fragmentelor și particulelor  care pătrund slab sunt transformate în căldură. în interiorul tijelor de combustibil.

Energiile neutronilor de fisiune și radiațiile  sunt transformate în căldură numai în interiorul elementelor de combustibil parţial: capacitatea de penetrare a neutronilor și -radiația generează antrenare cea mai mare parte a energiei lor cinetice inițiale din locurile natale.

Cunoașterea valorii exacte a energiei de fisiune și a ponderii acesteia din căldura rezultată în interiorul elementelor de combustibil este de mare importanță practică, permițând să se calculeze o altă caracteristică practic importantă numită degajarea de căldură volumetrică specifică în combustibilul tijei de combustibil (q v).

De exemplu, dacă se știe că în 1 cm 3 din compoziția combustibilului unui element combustibil, în 1 s R f fisiune de nuclee de uraniu-235, atunci este evident: cantitatea de energie termică generată în fiecare secundă în această unitate de volum (= puterea termică a 1 cm 3 de combustibil) este degajarea de căldură volumetrică specifică (sau intensitatea energetică) combustibil, iar această valoare va fi egală cu:

q v = 0.9 .  E . R f (2.2.5)

Ponderea energiei de fisiune primită sub formă de căldură în afara elementelor combustibile din miezul reactorului depinde de tipul și proiectarea acestuia și se află în (6  9)% din energia totală de fisiune. (De exemplu, pentru VVER-1000 această valoare este de aproximativ 8,3%, iar pentru RBMK-1000 este de aproximativ 7%).

Astfel, ponderea degajării totale de căldură în volumul central al energiei totale de fisiune este de 0,96  0,99, adică. cu precizie tehnică coincide cu energia totală de fisiune.

De aici o altă caracteristică tehnică a miezului reactorului:

- intensitatea energetică medie a miezului(q v) az - puterea termică primită pe unitatea de volum a miezului:

(q v) az = (0,96-0,99)  E . R f   E . R f (2.2.6)

Deoarece energia este 1 MeVîn sistemul SI corespunde cu 1.602. 10 -13 J, apoi valoarea intensității energetice a miezului reactorului:

(q v) az  3,204 . 10 -11 R f .

Prin urmare, dacă este cunoscută valoarea intensității medii a energiei pe volumul miezului, atunci puterea termică a reactorului va fi evident:

Q p= (q v) az. V az 3.204. 10–11 . R f . V az [W] (2.2.7)

Puterea termică a reactorului este direct proporțională viteza medie

reacții de fisiune în miezul său.

Consecință practică : Vrei să funcționeze reactorul lanivel constant de putere? - Creați condiții în el astfel încât să aibă loc reacția de fisiune în zona sa activă cu o viteză medie constantă în timp. Trebuie să creșteți (scădeți) puterea reactorului? - Găsiți modalități de a crește (sau de a reduce) viteza de reacție în consecință de leniya. Acesta este sensul principal al controlului puterii unui reactor nuclear.

Relațiile și concluziile luate în considerare par evidente doar în cel mai simplu caz, când componenta combustibilului din reactor este un uraniu-235. Totuși, repetând raționamentul pentru un reactor cu multicomponent compoziția combustibilului, este ușor de verificat proporționalitatea vitezei medii de reacție de fisiune și puterea termică a reactorului în cazul cel mai general.

Astfel, puterea termică a reactorului și distribuția căldurii în miezul său sunt direct proporționale cu distribuția vitezei de reacție de fisiune pe volumul compoziției combustibilului miezului reactorului.

Dar din ceea ce s-a spus este, de asemenea, clar că rata reacției de fisiune trebuie să fie raportat la numărul de neutroni liberi din mediul central, deoarece ei (neutronii liberi) sunt cei care provoacă reacții de fisiune, captare radiativă, împrăștiere și alte reacții cu neutroni. Cu alte cuvinte, viteza reacției de fisiune, eliberarea de energie în miez și puterea termică a reactorului trebuie să fie în mod clar legate de caracteristicile câmpului de neutroniîn volumul său.