Выделение энергии при делении и синтезе ядер

ДОБАВИТЬ

ИСПОЛЬЗОВАНИЕ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГИИ(уч.11кл.стр.373-377)

Ядерный реактор. Конструкция

Управление скоростью цепной реакции

Ядерные реакции в реакторе

Атомная электростанция

Мощность реактора

Защита персонала и окружающей среды

Ядерная безопасность

Проблема ядерных отходов

Управляемые цепные реакции деления ядер осуществляются в ядерных реакторах.

Ядерный реактор – устройство, в котором выделяется тепловая энергия в результате управляемой цепной реакции деления ядер.

Впервые управляемая цепная реакция деления ядер урана осуществлена в 1942 г. в США под руководством итальянского физика Ферми. Цепная реакция с коэффициентом размножения нейтроном k = 1.0006 длилась 28 минут, после чего реактор был остановлен.

Ядерное топливо (уран) располагается в активной зоне в виде вертикальных стержней, называемых тепловыделяющими элементами ТВЭЛ. Число ТВЭЛов определяет максимальную мощность реактора. В активной зоне реактора может находится до 90 000 ТВЭЛов.

Наиболее эффективное деление ядер происходит под действием медленных нейтронов.

Большинство выделяющихся при делении вторичных нейтронов имеют энергию порядка 1-2 МэВ, и скорости около 10⁷м/с. Такие нейтроны называются быстрыми, и одинаково эффективно поглощаются как ураном-235, так и ураном-238, а т.к. тяжелого изотопа больше, а он не делится, то цепная реакция не развивается.

Нейтроны, движущиеся со скоростям около 2×10³м/с, называют тепловыми. Такие нейтроны активнее, чем быстрые, поглощаются ураном-235. Таким образом, для осуществления управляемой ядерной реакции, необходимо замедлить нейтроны до тепловых скоростей.

Для того чтобы их последующее взаимодействие с ядрами в цепной реакции было наиболее эффективно, вторичные нейтроны замедляют, вводя в активную зону замедлитель – вещество, уменьшающее кинетическую энергию нейтронов.

В качестве замедлителя часто используется обычная H₂O или тяжелая вода D₂O, так как ядром атома водорода в молекуле воды является протон, масса которого близка к массе нейтрона и потеря энергии нейтрона при столкновении с ним оказывается максимальной.

Хорошим замедлителем является также графит, ядра которого не поглощают нейтронов.

Для того, чтобы коэффициент деления поддерживался на уровне единицы, используются поглотители и отражатели.

Поглотителями являются стержни из кадмия и бора, захватывающие тепловые нейтроны, отражателем – бериллий.

Для уменьшения утечки нейтронов и увеличения коэффициента размножения активную зону окружают отражателем нейтронов – оболочкой, отражающей нейтроны внутрь зоны.

Ядерные реакторы бывают двух видов – на медленных и быстрых нейтронах.

Если в качестве горючего использовать уран, обогащенный изотопом с массой 235, то реактор может работать и без замедлителя на быстрых нейтронах. В таком реакторе большинство нейтронов поглощаются ураном-238, который в результате двух бета-распадов становится плутонием-239, также являющимся ядерным топливом и исходным материалом для ядерного оружия

Таким образом, реактор на быстрых нейтронах является не только энергетической установкой, но и размножителем горючего для реактора.

Недостаток – необходимость обогащения урана легким изотопом.

Управление скоростью цепной реакции осуществляется с помощью введения в активную зону регулирующих стержней, изготавливаемых из материалов сильно поглощающих нейтроны (кадмий, карбид бора). При полностью погруженных в активную зону регулирующих стержнях цепная реакция прекращается.

Реактор начинает работать тогда, когда регулирующие стержни выдвинуты настолько, что коэффициент размножения нейтроном оказывается равным единице.

Для защиты персонала от мощного потока нейтронов и γ-квантов, возникающих при делении ядер и бета-распадах осколков реакции, предусмотрена радиационная защита.

Быстрые нейтроны вначале замедляются с помощью материалов из легких элементов, а затем поглощаются тяжелыми элементами.

Наилучшими материалами для защиты от γ-квантов являются материалы с большим Z. Обычно используют бетон с железным заполнителем и соединениями бора.

Ядерные реакторы используются для производство искусственных радиоактивных изотопов. Одним из важнейших является изотоп плутония , используемый, как и , в качестве ядерного топлива. Эффективность деления плутония под действием медленных нейтронов превышает эффективность деления урана.

Плутоний получается в результате бомбардировке нейтронами , составляющего 99.27% урана в активной зоне реактора. Сначала при захвате ядром нейтрона образуется , из которого в результате бета-распада возникает трансурановый элемент нептуний с периодом полураспада 2.5 дня. В результате бета-распада нептуния возникает . Примерно за год треть урана в реакторе превращается в плутоний, который можно использовать в качестве топлива в ядерных реакторах или для производства ядерного оружия.

Атомная электростанция (АЭС)

Ядерный реактор является основным элементом АЭС, преобразующей тепловую энергию ядерной реакции в электрическую. Тепловая энергия деления ядер превращается в энергию пара, вращающего паровые турбогенераторы, вырабатывающие электрическую энергию.

Мощность реактора – количество тепловой энергии, выделяющейся в единицу времени.

Отвод тепла из активной зоны осуществляется теплоносителем – жидкостью, расплавом соединений металлов. В мощных реакторах активная зона нагревается до 300-500^оС.

В парогенераторе (теплообменнике) радиоактивный теплоноситель первого контура отдает тепло обычной воде, циркулирующей во втором контуре. Вода во втором контуре превращается в пар 230^оС под давлением 30 атм и направляется на лопатки турбины турбогенератора.

Конденсация отработавшего пара происходит в конденсаторе.

Первая в мире атомная электростанция мощностью 5 МВт была построена в 1954 г. в г.Обнинске.

КПД АЭС зависит, в частности, от КПД парогенератора и турбины, и у современных АЭС составляет около 30%.

Значительная доля тепловой энергии выделяется не в результате цепной реакции деления ядер урана, а как следствие бета-распада осколков реакции. Даже после прекращения цепной реакции при полном погружении регулирующих стержней в активную зону энергия выделяется в результате бета-распада. Для реактора в 1ГВт эта дополнительная энергия составляет около 200МВт. В отсутствие охлаждающей воды этой мощности оказывается достаточно для расплавления оболочки реактора и проникновения ядерного топлива в окружающую среду.

Подобная авария произошла в 1979 г. в Три-Майл-Айленд США.

В 1986 г. в реакторе третьего блока Чернобыльской АЭС слишком большое число регулирующих стержней было удалено из активной зоны. Мощность реактора за 4 с выросла с 1% до 1000%. Взрыв пара разрушил трубы системы охлаждения и повредил бетонную плиту радиационной защиты. Графитовый замедлитель от избыточного тепловыделения выгорел за несколько дней. Большие территории оказались заражены. Период полураспада плутония – 24 000 лет.

Радиоактивность отработавших ТВЭЛов остается высокой и опасной 25 000 лет. Их хранят в жидком виде в цистернах из нержавеющей стали, окруженных бетоном. Наиболее активные отходы остекловывают и хранят в глубоких шахтах под землей.

ДОЗИМЕТРИЯ. БИОЛОГИЧЕСКОЕ ДЕЙСТВИЕ ИОНИЗИРУЮЩИХ ИЗЛУЧЕНИЙ(уч.11кл.стр.383-)

Воздействие радиоактивного излучения на вещество

Доза поглощения излучения. Единицы измерения.

Коэффициент относительной биологической активности

Биологическое воздействие различных видом радиоактивного излучения (α, β, γ)

Эквивалентная доза поглощенного излучения

Естественный радиационный фон. Его источники

Радиоактивное излучение включает гамма- и рентгеновское излучение, электроны, протоны, α-частицы, ионы тяжелых элементов. Его называют также ионизирующим излучением, так как проходя через вещество, оно вызывает ионизацию атомов.

В результате взаимодействия с быстрой заряженной частицей электрон получает дополнительную энергию и переходит на один из удаленных от ядра энергетических уровней – возбуждение атома, или совсем покидает атом – ионизация атома

Длинна пробега частицы зависит от её заряда, массы, начальной энергии, а также от свойств среды.

Излучение вызывает ионизацию атомов и молекул (образуются свободные радикалы) и приводит к изменению их химической активности.

Характер воздействия ионизирующего излучения зависит от дозы поглощенного излучения и от его вида.

Мерой воздействия любого вила излучения на вещество является поглощенная доза излучения.

Доза поглощенного излучения – отношение энергии излучения E_изл, поглощенного облучаемым телом, к его массе:

D = E_изл/m

Единица измерения – Гр (грэй) = Дж/кг

1 Гр – доза поглощенного излучения, при которой веществу массой 1 кг передается энергия ионизирующего излучения 1 Дж.

Отношение поглощенной дозы излучения ко времени облучения называется мощностью дозы излучения:

d =

Единица измерения в СИ – Грей/с

Так как физическое воздействие любого излучения на вещество связано не столько с нагреванием, сколько с ионизацией, то введена единица экспозиционной дозы, характеризующей ионизационное действие излучения на воздух.

Самой первой внесистемной единицей экспозиционной дозы является рентген (в честь ученого Рентгена), определяемый по ионизации, производимой излучением.

1 Р(Рентген) – доза рентгеновского или γ-излучения, при которой 1 кг воздуха поглощает энергию 0,878*10^-2 (2.58*10^-4Кл/кг) УТОЧНИТЬ

При экспозиционной дозе в 1 рентген в 1 см ³ воздуха содержится 2 миллиарда пар ионов.

1Р = 0.01 Гр

При одинаковой поглощенной дозе действие различных видов облучения неодинаково. Чем тяжелее частица – тем сильнее ее действие (впрочем, более тяжелую и задержать легче).

При одной и той же дозе поглощенного излучения разные виды излучения оказывают разное биологическое действие.

Различие биологического действия различных видов излучения характеризуют коэффициентом относительной биологической активности – КОБА или коэффициентом качества k, равном единице для гамма-лучей, 3 для тепловых нейтронов, 10 для нейтронов с энергией 0.5 МэВ.

Коэффициент качества рентгеновского и гамма-излучения принят равным единице.

Биологическое действие других ионизирующих излучений оценивается в сравнении с эффектом от рентгеновского и гамма-излучений. Составлены специальные таблицы.

Гамма-кванты и рентгеновское излучение вызывают ионизацию атомов в результате фотоэффекта. γ-кванты взаимодействуют в основном с электронными оболочками атомов, передавая часть своей энергии электронам –это явления фотоэффекта, эффекта Комптона, или рождение элетронно-позитронных пар.

Электроны упруго и неупруго взаимодействуют с электронными оболочками атомов.

Проникающую способность β-частиц обычно характеризуют минимальной толщиной слоя вещества, полностью поглощающего все β-частицы

Нейтроны, не имеющие электрического заряда, при движении в веществе не взаимодействуют с электронными оболочками атомов. При столкновении в ядрами атомов они либо выбивают из них заряженные частицы, либо захватываются ядрами с последующим α и β-распадом.

α-частицы, обладающие большой массой, также вызывают ионизацию и распад ядер.

α-частицы, обладающие значительно большей массой, чем β-частицы, при столкновениях с электронами атомных оболочек испытывают очень небольшие отклонения от своего первоначального направления. Пробеги α-частиц веществе очень малы.

Потоки γ-квантов и нейтронов –наиболее проникающие виды ионизирующих излучений, поэтому при внешнем облучении они представляют для человека наибольшую опасность.

Для оценки действия излучения на живые организмы введена специальная величина – эквивалентная доза.

Эквивалентная доза поглощенного излучения – произведение дозы поглощенного излучения на коэффициент качества:

H = D k

Единица измерения – Зв (зиверт)

1 Зв равен эквивалентной дозе, при которой доза поглощенного гамма-излучения равна 1 Гр.

Величина эквивалентной дозы определяет относительно безопасные и опасные для живого организма дозы облучения.

Дата добавления: 2015-11-14