"мирен" атом. Принципът на работа на ядрен реактор Обяснение на нов материал

Назад напред

внимание! Визуализациите на слайдове са само за информационни цели и може да не представят всички характеристики на презентацията. Ако се интересувате от тази работа, моля, изтеглете пълната версия.

Цели на урока:

• Образователни: актуализиране на съществуващите знания; продължете формирането на понятия: делене на уранови ядра, ядрена верижна реакция, условия за нейното възникване, критична маса; въвежда нови понятия: ядрен реактор, основни елементи на ядрен реактор, структура на ядрен реактор и принцип на неговото действие, управление на ядрена реакция, класификация на ядрени реактори и тяхното използване;
• Образователни: продължават да развиват уменията да наблюдават и правят изводи, както и да развиват интелектуалните способности и любопитството на учениците;
• Образователни: продължават да развиват отношение към физиката като експериментална наука; култивира добросъвестно отношение към работата, дисциплина и положително отношение към знанията.

Тип урок:изучаване на нов материал.

Оборудване:мултимедийна инсталация.

По време на часовете

1. Организационен момент.

Момчета! Днес в урока ще повторим деленето на урановите ядра, ядрената верижна реакция, условията за възникването й, критична маса, ще научим какво е ядрен реактор, основните елементи на ядрения реактор, структурата на ядрен реактор и принципа на неговото действие, управление на ядрена реакция, класификация на ядрените реактори и тяхното използване.

2. Проверка на изучения материал.

1. Механизмът на делене на урановите ядра.
2. Разкажете ни за механизма на верижната ядрена реакция.
3. Дайте пример за реакция на ядрено делене на ураново ядро.
4. Какво се нарича критична маса?
5. Как протича верижна реакция в урана, ако масата му е по-малка от критичната или по-голяма от критичната?
6. Каква е критичната маса на уран 295? Възможно ли е да се намали критичната маса?
7. По какви начини можете да промените хода на верижна ядрена реакция?
8. Каква е целта на забавянето на бързите неутрони?
9. Какви вещества се използват като модератори?
10. Поради какви фактори може да се увеличи броят на свободните неутрони в парче уран, като по този начин се гарантира възможността за протичане на реакция в него?

3. Обяснение на нов материал.

Момчета, отговорете на този въпрос: Коя е основната част на всяка атомна електроцентрала? ( ядрен реактор)

Много добре. Така че, момчета, сега нека разгледаме този въпрос по-подробно.

Историческа справка.

Игор Василиевич Курчатов е изключителен съветски физик, академик, основател и първи директор на Института по атомна енергия от 1943 до 1960 г., главен научен ръководител на атомния проблем в СССР, един от основателите на използването на ядрената енергия за мирни цели. . Академик на Академията на науките на СССР (1943). Първата съветска атомна бомба е тествана през 1949 г. Четири години по-късно първата в света водородна бомба е тествана успешно. И през 1949 г. Игор Василиевич Курчатов започва работа по проект за атомна електроцентрала. Атомната електроцентрала е вестителят на мирното използване на атомната енергия. Проектът е успешно завършен: на 27 юли 1954 г. нашата атомна електроцентрала става първата в света! Курчатов се зарадва и забавлява като дете!

Определение за ядрен реактор.

Ядреният реактор е устройство, в което се извършва и поддържа контролирана верижна реакция на делене на определени тежки ядра.

Първият ядрен реактор е построен през 1942 г. в САЩ под ръководството на Е. Ферми. В нашата страна първият реактор е построен през 1946 г. под ръководството на И. В. Курчатов.

Основните елементи на ядрения реактор са:

• ядрено гориво (уран 235, уран 238, плутоний 239);
• забавител на неутрони (тежка вода, графит и др.);
• охлаждаща течност за отстраняване на енергията, генерирана по време на работа на реактора (вода, течен натрий и др.);
• Контролни пръти (бор, кадмий) - силно поглъщащи неутрони
• Защитна обвивка, която блокира радиацията (бетон с железен пълнеж).

Принцип на работа ядрен реактор

Ядреното гориво се намира в сърцевината под формата на вертикални пръти, наречени горивни елементи (горивни елементи). Горивните пръти са предназначени за регулиране на мощността на реактора.

Масата на всеки горивен прът е значително по-малка от критичната маса, така че верижна реакция не може да възникне в един прът. Започва, след като всички уранови пръти са потопени в активната зона.

Ядрото е заобиколено от слой вещество, което отразява неутроните (рефлектор) и защитна обвивка от бетон, която улавя неутрони и други частици.

Отвеждане на топлина от горивни клетки. Охлаждащата течност, водата, измива пръта, нагрят до 300 ° C при високо налягане и навлиза в топлообменниците.

Ролята на топлообменника е, че водата, загрята до 300°C, отдава топлина на обикновена вода и се превръща в пара.

Контрол на ядрената реакция

Реакторът се управлява с помощта на пръти, съдържащи кадмий или бор. При изнасяне на прътите от активната зона на реактора K > 1, а при пълно прибиране - K< 1. Вдвигая стержни внутрь активной зоны, можно в любой момент времени приостановить развитие цепной реакции. Управление ядерными реакторами осуществляется дистанционно с помощью ЭВМ.

Реактор на бавни неутрони.

Най-ефективното делене на ядрата на уран-235 става под въздействието на бавни неутрони. Такива реактори се наричат ​​реактори с бавни неутрони. Вторичните неутрони, произведени от реакция на делене, са бързи. За да бъде максимално ефективно тяхното последващо взаимодействие с ядрата на уран-235 във верижната реакция, те се забавят чрез въвеждане на модератор в активната зона - вещество, което намалява кинетичната енергия на неутроните.

Реактор на бързи неутрони.

Реакторите на бързи неутрони не могат да работят с естествен уран. Реакцията може да се поддържа само в обогатена смес, съдържаща поне 15% изотоп на уран. Предимството на реакторите на бързи неутрони е, че при работата им се произвежда значително количество плутоний, който след това може да се използва като ядрено гориво.

Хомогенни и хетерогенни реактори.

Ядрените реактори, в зависимост от относителното разположение на горивото и модератора, се разделят на хомогенни и хетерогенни. В хомогенния реактор активната зона е хомогенна маса от гориво, модератор и охлаждаща течност под формата на разтвор, смес или стопилка. Реактор, в който горивото под формата на блокове или горивни касети е поставено в модератор, образувайки в него правилна геометрична решетка, се нарича хетерогенен.

Преобразуване на вътрешната енергия на атомните ядра в електрическа енергия.

Ядреният реактор е основният елемент на атомна електроцентрала (АЕЦ), който преобразува топлинната ядрена енергия в електрическа. Преобразуването на енергия се извършва по следната схема:

• вътрешна енергия на урановите ядра -
• кинетична енергия на неутрони и ядрени фрагменти -
• вътрешна енергия на водата -
• вътрешна енергия на парата -
• кинетична енергия на парата -
• кинетична енергия на ротора на турбината и ротора на генератора -
• Електрическа енергия.

Използване на ядрени реактори.

В зависимост от предназначението си ядрените реактори биват енергийни, конверторни и размножителни, изследователски и многоцелеви, транспортни и индустриални.

Ядрените енергийни реактори се използват за производство на електричество в атомни електроцентрали, корабни електроцентрали, ядрени централи за комбинирано производство на топлинна и електрическа енергия и ядрени топлоцентрали.

Реакторите, предназначени да произвеждат вторично ядрено гориво от естествен уран и торий, се наричат ​​конвертори или размножители. В преобразувателния реактор вторичното ядрено гориво произвежда по-малко от първоначално изразходваното.

В размножителен реактор се извършва разширено възпроизвеждане на ядрено гориво, т.е. се оказва повече, отколкото е похарчено.

Изследователските реактори се използват за изследване на процесите на взаимодействие на неутрони с материя, изследване на поведението на реакторните материали в интензивни полета на неутронно и гама лъчение, радиохимични и биологични изследвания, производство на изотопи и експериментални изследвания във физиката на ядрените реактори.

Реакторите имат различна мощност, стационарен или импулсен режим на работа. Многофункционалните реактори са тези, които служат за няколко цели, като генериране на енергия и производство на ядрено гориво.

Екологични бедствия в атомни електроцентрали

• 1957 г. – катастрофа във Великобритания
• 1966 г. – частично разтопяване на активната зона след повреда в охлаждането на реактора близо до Детройт.
• 1971 г. - много замърсена вода отива в реката на САЩ
• 1979 г. - най-голямата катастрофа в САЩ
• 1982 г. – изпускане на радиоактивна пара в атмосферата
• 1983 г. - ужасна авария в Канада (радиоактивна вода изтичаше за 20 минути - тон в минута)
• 1986 г. – катастрофа във Великобритания
• 1986 г. – катастрофа в Германия
• 1986 – Атомна електроцентрала в Чернобил
• 1988 г. – пожар в атомна електроцентрала в Япония

Съвременните атомни електроцентрали са оборудвани с компютри, но преди това, дори след авария, реакторите продължаваха да работят, тъй като нямаше система за автоматично изключване.

4. Фиксиране на материала.

1. Как се нарича ядрен реактор?
2. Какво представлява ядреното гориво в реактора?
3. Какво вещество служи като модератор на неутрони в ядрен реактор?
4. Каква е целта на неутронния модератор?
5. За какво се използват контролните пръти? Как се използват?
6. Какво се използва като охлаждаща течност в ядрени реактори?
7. Защо е необходимо масата на всяка уранова пръчка да е по-малка от критичната маса?

5. Изпълнение на теста.

1. Какви частици участват в деленето на урановите ядра?
   А. протони;
   Б. неутрони;
   Б. електрони;
   Ж. хелиеви ядра.
2. Каква маса уран е критична?
   А. най-голямото, при което е възможна верижна реакция;
   Б. всяка маса;
   Б. най-малката, при която е възможна верижна реакция;
   D. масата, при която реакцията ще спре.
3. Каква е приблизителната критична маса на уран 235?
   А. 9 кг;
   Б. 20 кг;
   Б. 50 кг;
   Ж. 90 кг.
4. Кое от следните вещества може да се използва в ядрени реактори като забавители на неутрони?
   А. графит;
   Б. кадмий;
   Б. тежка вода;
   G. бор.
5. За да възникне ядрена верижна реакция в атомна електроцентрала, коефициентът на размножаване на неутрони трябва да бъде:
   А. е равно на 1;
   Б. повече от 1;
   V. по-малко от 1.
6. Скоростта на делене на ядрата на тежки атоми в ядрените реактори се контролира от:
   А. поради поглъщането на неутрони при спускане на пръти с абсорбер;
   B. поради увеличаване на отделянето на топлина с увеличаване на скоростта на охлаждащата течност;
   Б. чрез увеличаване на доставките на електроенергия за потребителите;
   G. чрез намаляване на масата на ядреното гориво в активната зона при отстраняване на пръти с гориво.
7. Какви енергийни трансформации се случват в ядрен реактор?
   А. вътрешната енергия на атомните ядра се превръща в светлинна енергия;
   Б. вътрешната енергия на атомните ядра се превръща в механична енергия;
   Б. вътрешната енергия на атомните ядра се преобразува в електрическа енергия;
   Г. нито един от отговорите не е верен.
8. През 1946 г. е построен първият ядрен реактор в Съветския съюз. Кой беше ръководителят на този проект?
   А. С. Королев;
   Б. И. Курчатов;
   В. Д. Сахаров;
   Г. А. Прохоров.
9. Кой начин смятате за най-приемлив за повишаване на надеждността на атомните електроцентрали и предотвратяване на замърсяването на външната среда?
   A. разработване на реактори, способни автоматично да охлаждат активната зона на реактора, независимо от волята на оператора;
   Б. повишаване на грамотността за експлоатация на АЕЦ, нивото на професионална подготовка на операторите на АЕЦ;
   Б. разработване на високоефективни технологии за демонтаж на атомни електроцентрали и преработка на радиоактивни отпадъци;
   Г. разположение на реакторите дълбоко под земята;
   Г. отказ от изграждане и експлоатация на атомна електроцентрала.
10. Какви източници на замърсяване на околната среда са свързани с работата на атомните електроцентрали?
    А. уранова индустрия;
    Б. ядрени реактори от различни видове;
    Б. радиохимична промишленост;
    Г. площадки за преработка и погребване на радиоактивни отпадъци;
    Г. използване на радионуклиди в народното стопанство;
    Д. ядрени експлозии.

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

6. Обобщение на урока.

Какво ново научихте в клас днес?

Какво ви хареса в урока?

Какви въпроси имате?

БЛАГОДАРИМ ВИ ЗА РАБОТАТА В УРОКА!

Неутронната ядрена реакция на делене на тежки ядра, както вече беше отбелязано, е основната и централна реакция в ядрените реактори. Ето защо има смисъл от самото начало да се запознаем с физичните концепции на реакцията на делене и онези нейни характеристики, които по един или друг начин оставят своя отпечатък върху всички аспекти на живота и ежедневието на най-сложния технически комплекс, който се нарича атомна електроцентрала.

Представа за деленето на ядрото на уран-235 във визуални изображения е дадена на фиг. 2.6.

Неутронно ядро ​​с маса A Възбудено съставно ядро ​​Фрагменти на делене

Неутрони на делене

Фиг.2.6. Схематично представяне на ядрено делене на 235 U.

Въз основа на тази диаграма, обобщеното "уравнение" на реакцията на делене (което е по-скоро логично, отколкото строго математическо) може да бъде написано като:

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

- (F 1)* и (F 2)* - символни обозначения възбуденфрагменти от делене (индексът (*) по-нататък означава нестабилни, възбудени или радиоактивни елементи); фрагмент (F 1)* има маса A 1 и заряд Z 1, фрагмент (F 2)* има маса A 2 и заряд Z 2;

-  5 . 1 n са обозначени  5 неутрона на делене, освободени средно при всяко събитие на делене на ядрото на уран-235;

- ,  и  - -частици, -частици и -кванти, чиито средни числа за акт на делене на ядрото на уран-235 са равни съответно на a, b и c;

E е средното количество енергия, освободено при акта на делене.

Нека подчертаем още веднъж: написаният по-горе израз не е уравнение в тесния смисъл на думата; по-скоро това е просто лесна за запомняне форма на нотация, която отразява основните характеристики на реакцията на неутронно делене:

а) образуване на фрагменти от делене;

б) образуването на нови свободни неутрони по време на делене, което по-нататък ще наричаме накратко неутрони на делене;

в) радиоактивност на фрагментите на делене, което води до тяхното по-нататъшно превръщане в по-стабилни образувания, което води до редица странични ефекти - както положителни, полезни, така и отрицателни, които трябва да се вземат предвид при проектирането, изграждането и експлоатацията на ядрени реактори;

г) освобождаването на енергия по време на делене е основното свойство на реакцията на делене, което прави възможно създаването енергичен ядрен реактор.

Всеки от физическите процеси, изброени по-горе, които придружават реакцията на делене, играе определена роля в реактора и има своя собствена практическа значение. Затова нека се запознаем с тях по-подробно.

2.2.1. Образуване на фрагменти от делене.За единичния акт на ядрено делене може да се говори до известна степен като за феномен случаен, като се има предвид, че тежкото ураново ядро, състоящо се от 92 протона и 143 неутрона, е фундаментално способно да се раздели на различен брой фрагменти с различни атомни маси. В този случай оценката на възможността за разделяне на ядро ​​на 2, 3 или повече фрагмента може да се подходи с вероятностни мерки. Според посочените данни вероятността ядрото да се раздели на два фрагмента е повече от 98%, следователно по-голямата част от деленията завършват с образуването на точно два фрагмента.

Спектроскопските изследвания на продуктите на делене са идентифицирали повече от 600 качествено различни фрагмента на делене с различни атомни маси. И тук при явна случайност, с голям брой дивизии, веднага изплува една общ моделкоето може да се изрази накратко по следния начин:

Вероятността за появата на фрагмент с определена атомна маса по време на масовото делене на определен нуклид е строго определена стойност, характерна за този делящ се нуклид.

Това количество обикновено се нарича специфичен добив на фрагменти , означавани с малка гръцка буква  аз(гама) с долен индекс - символ на химичния елемент, чието ядро ​​е този фрагмент, или символ на изотоп.

Например, във физически експерименти е записано, че фрагмент от ксенон-135 (135 Xe) се появява средно в три случая на всеки хиляда деления на 235 U ядра. Това означава, че специфичният добив на 135 Xe фрагменти е

 Xe= 3/1000 = 0,003 от всички деления,

и по отношение на едно събитие на делене на ядрото 235 U, стойността  Xe = 0,003 = 0,3% - е вероятността деленето да доведе до образуването на фрагмент 135 Той Х.

Ясна оценка на модела на образуване на фрагменти от делене с различни атомни маси се дава от кривите на специфичния добив на фрагменти (фиг. 2.7).

10

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

Ориз. 2.7. Специфични добиви на фрагменти от делене с различни атомни маси

по време на деленето на ядра 235 U (плътна линия) и 239 Pu (пунктирана линия).

Естеството на тези криви ни позволява да заключим следното:

а) Атомните маси на фрагментите, образувани по време на делене, в по-голямата част от случаите са в диапазона от 70  165 amu. Специфичният добив на по-леки и по-тежки фрагменти е много малък (не надвишава 10 -4%).

б) Симетричното делене на ядра (т.е. делене на два фрагмента с равни маси) е изключително рядко: техният специфичен добив не надвишава 0,01% за ядрата на уран-235 и 0,04% за ядрата на плутоний-239.

в) Най-често образувани бели дробовефрагменти с масови числа в рамките на 83  104 amu. И тежъкфрагменти с A = 128  149 a.m.u. (техният специфичен добив е 1% или повече).

г) Деленето на 239 Pu под въздействието на топлинни неутрони води до образуването на няколко по-тежкифрагменти в сравнение с 235 U фрагменти от делене.

*) В бъдеще, когато изучаваме кинетиката на реактора и процесите на неговото отравяне и шлака, ще трябва повече от веднъж да се позоваваме на стойностите на специфичните добиви на много фрагменти на делене, когато съставяме диференциални уравнения, които описват физическите процеси в активната зона на реактора.

Удобството на тази стойност е, че като се знае скоростта на реакцията на делене (броя на деленията на единица обем от горивния състав за единица време), е лесно да се изчисли скоростта на образуване на всякакви фрагменти на делене, чието натрупване в реактора по един или друг начин влияе върху неговата работа:

Скорост на генериране на i-ти фрагмент =  аз  (скорост на реакцията на делене)

И още една забележка, свързана с образуването на фрагменти от делене. Генерираните по време на делене фрагменти имат високи кинетични енергии.Чрез прехвърляне на тяхната кинетична енергия по време на сблъсъци с атоми на горивната среда, фрагментите от делене по този начин увеличаване на средното ниво на кинетична енергия на атомите и молекулите,което в съответствие с представите на кинетичната теория се възприема от нас като повишаване на температуратасъстав на горивото или как генериране на топлина в него.

По-голямата част от топлината в реактора се генерира по този начин.

Това е известна положителна роля на образуването на фрагменти в работния процес на ядрен енергиен реактор.

2.2.2. Производство на неутрони на делене.Ключовият физичен феномен, съпътстващ процеса на делене на тежки ядра, е излъчване на вторични бързи неутрони от възбудени фрагменти на делене,в противен случай Наречен бързи неутрониили неутрони на делене.

Значението на това явление (открито от Ф. Жолио-Кюри и неговите колеги - Албано и Коварски - през 1939 г.) е неоспоримо: благодарение на него по време на деленето на тежки ядра се появяват нови свободни неутрони, които заместват тези, които са причинили деленето; тези нови неутрони могат да взаимодействат с други делящи се ядра в горивото и да предизвикат тяхното делене, последвано от излъчване на нови делящи се неутрони и т.н.Тоест, поради образуването на неутрони на делене, това става възможно организирам процес на делене, следващ едно след друго във времето без доставка на свободни неутрони към съдържащата гориво среда от външен източник. При такава доставка, просто казано, не е задължително, стига да се намерят „инструментите“, с помощта на които се извършва ядреното делене тук, в тази среда, в свързано състояние в делящи се ядра; за да „задействат“ свързаните неутрони, те трябва само да бъдат освободени, тоест ядрото трябва да бъде разделено на фрагменти и тогава самите фрагменти ще завършат всичко: поради своето възбудено състояние те ще излъчват „допълнителни ” неутрони от техния състав, нарушавайки тяхната стабилност, като това ще стане за време от порядъка на 10 -15 - 10 -13 s, съвпадащо по големина с времето, през което съставното ядро ​​остава във възбудено състояние. Това съвпадение породи идеята, че се появяват неутрони на делене не от възбудени фрагменти на делене, пренаситени с неутрони след края на деленето, а директно в този кратък период от време, през който се случва ядрено делене.Това не е следакт за делба и по време натози акт, като че ли едновременно с разрушаването на ядрото. По същата причина тези неутрони често се наричат бързи неутрони.

Анализът на възможните комбинации от протони и неутрони в стабилни ядра с различни атомни маси (помнете диаграмата на стабилните ядра) и тяхното сравнение с качествения състав на продуктите на делене показа, че вероятност за образуванеустойчиви Има много малко фрагменти по време на делене.Това означава, че по-голямата част от фрагментите се раждат нестабилени могат да излъчват един, два, три или дори повече „допълнителни“ неутрона на делене за тяхната стабилност и е ясно, че всеки специфичен възбуден фрагмент трябва да излъчва свой собствен, строго определен,броят на неутроните на делене „допълнително“ за неговата стабилност.

Но тъй като всеки фрагмент с голям брой деления има строго определен специфичен добив, тогава при определен голям брой деления броят на образуваните фрагменти на делене от всеки тип също ще бъде сигурен и, следователно, броят на неутроните на делене, излъчени от фрагменти от всеки тип също ще бъдат сигурни и, Това означава, че общият им брой също ще бъде сигурен. Разделяйки общия брой неутрони, произведени при делене на броя на деленията, при които са били произведени, трябва да получим среден брой неутрони на делене, излъчени в едно събитие на делене, които въз основа на горните разсъждения също следва да бъдат строго определени и постоянна за всеки тип делящ се нуклид.Тази физическа константа на делящ се нуклид се обозначава  .

Според данни от 1998 г. (стойността на тази константа периодично се актуализира въз основа на резултатите от анализ на физически експерименти по света) по време на делене под въздействието на топлинни неутрони

За уран-235  5 = 2.416,

За плутоний-239  9 = 2.862,

За плутоний-241  1 = 2,938 и т.н.

Последната забележка е полезна: стойността на константата  зависи значително от величината на кинетичната енергия на неутроните, причиняващи делене, и с нарастването на последната се увеличава приблизително правопропорционално на E.

За двата най-важни делящи се нуклида приблизителните зависимости (E) се описват с емпирични изрази:

За уран-235  5 (E) = 2.416 + 0.1337 д;

За плутоний-239  9 (E) = 2.862 + 0.1357 д.

*) Неутронната енергия E се замества в [MeV].

По този начин стойността на константата , изчислена с помощта на тези емпирични формули, при различни енергии на неутрони може да достигне следните стойности:

И така, първата характеристика на неутроните на делене, излъчвани по време на деленето на специфични делящи се нуклиди, е присъщото среден брой неутрони на делене, произведени при събитие на делене .

Факт е, че за всички делящи се нуклиди  > 1, създава предпоставка за осъществимост верига реакция на делене на неутрони. Ясно е, че за изпълнение самоподдържаща се верижна реакция на делененеобходимо е да се създадат условия за единот  неутрони, получени при акта на делене определено се обадиследващото делене на друго ядро, и Почивка ( - 1) неутрони по някакъв начин изключени от процеса на ядрено делене.В противен случай интензитетът на разделенията ще нараства с времето лавинообразно (което се случва в атомна бомба).

Тъй като сега е известно, че стойността на константата  нараства с увеличаване на енергията на неутроните, причиняващи делене, възниква логичен въпрос: с каква кинетична енергия роденнеутрони на делене?

Отговор на този въпрос дава втората характеристика на ядрените неутрони, т.нар енергиен спектър на неутроните на деленеи представлява функцията на разпределение на неутроните на делене върху техните кинетични енергии.

Ако в единица (1 cm3) се появи обем на средата в даден разглеждан момент от време ннеутрони на делене на всички възможни енергии, тогава нормализиран енергиен спектъре функция на количеството енергия E, чиято стойност при всяка конкретна стойност на E показва каква част (пропорция) от всички тези неутрони са неутрони с енергия от елементарния интервал dE близо до енергиятаД. С други думи, говорим за израза

Енергийното разпределение на неутроните на делене е описано доста точно Спектралната функция на Ват(Ват):

н(д) = 0.4839
, (2.2.2)

графична илюстрация на което е Фиг. 2.8. на следващата страница.

Спектърът на Уат показва, че въпреки че неутроните на делене се произвеждат с много различни енергии, лежащи в много широк диапазон, повечето неутрони имат начална енергия,равна на д nv = 0,7104 MeV, съответстваща на максимума на спектралната функция на Watt. По смисъл тази стойност е най-вероятната енергия на неутроните на делене.

Друга величина, характеризираща енергийния спектър на неутроните на делене е средна енергия на неутроните на делене , тоест количеството енергия, което всеки неутрон на делене би имал, ако общата реална енергия на всички неутрони на делене беше разделена по равно между тях:

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

Заместването на израз (2.2.2) в (2.2.3) дава стойността на средната енергия на неутроните на делене

д ср = 2,0 MeV

И това означава, че почти всичкосе раждат неутрони на делене бърз(тоест с енергии д > 0.1 MeV). Но се произвеждат малко бързи неутрони с относително високи кинетични енергии (по-малко от 1%), въпреки че се появява забележим брой неутрони на делене с енергии до 18 - 20 MeV.

0 1 2 3 4 5 E, MeV

Фиг.2.8. Енергийният спектър на неутроните на делене е спектърът на Watt.

Неутронните спектри на делене за различните делящи се нуклиди се различават един от друг леко. Да кажем, за нуклидите 235 U и 239 Pu, които ни интересуват предимно, стойностите на средните енергии на неутроните на делене (коригирани въз основа на резултатите от физическите експерименти):

E av = 1,935 MeV - за 235 U и E av = 2,00 MeV - за 239 Pu

Стойността на средната енергия на спектъра на неутроните на делене нараства с увеличаване на енергията на неутроните, причиняващи делене, но това увеличение е незначително(поне в рамките на 10 - 12 MeV). Това ни позволява да го игнорираме и приблизително да изчислим енергийния спектър на неутроните на делене единни за различни ядрени горива и за реактори с различен спектър (бързи, междинни и топлинни).

За уран-238, въпреки праговия характер на неговото делене, спектърът на неутроните на делене също практически съвпада с израза(2.2.2), и зависимостта на средния брой неутрони на делене  8 от енергията на неутроните, причиняващи делене - също практически линеенпри енергии над прага ( д П = 1.1 MeV):

 8 (E) = 2.409 + 0.1389д. (2.2.4)

2.2.3. Радиоактивност на фрагменти от делене.Вече беше казано, че са идентифицирани около 600 вида фрагменти на делене, различаващи се по маса и заряд на протона, и че практически всичко те се раждатмного развълнуван .

Въпросът се усложнява допълнително от факта, че те носят значително вълнение и след излъчване на неутрони на делене. Следователно, в естествено желание за стабилност, те продължават да "изхвърлят" излишната енергия над нивото на основното състояние, докато това ниво не бъде достигнато.

Това изхвърляне се извършва чрез последователно излъчване на фрагменти от всички видове радиоактивно лъчение (алфа, бета и гама лъчение), а за различните фрагменти се появяват различни видове радиоактивно разпадане в различни последователности и (поради разликите в стойностите на константите на разпадане ) са разтегнати в различна степен във времето.

По този начин, в работещ ядрен реактор, не само процесът спестяваниярадиоактивни фрагменти, но и процесът на тяхното непрекъснато трансформация: известен е голям брой веригипоследователни трансформации, водещи в крайна сметка до образуването на стабилни ядра, но всички тези процеси изискват различно време, за някои вериги - много кратко, а за други - доста дълго.

Следователно радиоактивното излъчване не само придружава реакцията на делене работещреактор, но също така се отделят от горивото дълго време след спирането му.

Този фактор, първо, поражда специален вид физическа опасност - опасност облъчване на персонала,обслужване на реакторната инсталация, наричана накратко радиационна опасност. Това принуждава проектантите на реакторната централа да осигурят нейната среда. биологична защита,да го постави в изолирани от околната среда помещения и да предприеме редица други мерки за отстраняване на възможността от опасно облъчване на хора и радиоактивно замърсяване на околната среда.

Второ, след спирането на реактора всички видове радиоактивни лъчения, въпреки че намаляват по интензитет, продължават да взаимодействат с материалите на активната зона и, подобно на самите фрагменти на делене в началния период на тяхното свободно съществуване, предават кинетичната си енергия на атомите на основната среда, увеличаване на тяхната средна кинетична енергия.Това е в реактора след спирането му разпадна топлина .

Лесно е да се разбере, че мощността на отделяне на остатъчна топлина в реактора в момента на спиране е правопропорционална на броя на фрагментите, натрупани по време на работата на реактора в този момент, а скоростта на нейното намаляване впоследствие се определя от полуживот на тези фрагменти. От казаното следва друго отрицателенфактор, дължащ се на радиоактивността на фрагментите от делене - необходимостдългосроченда се охлади ядрото на реактора след спиранеза да се отстрани остатъчната топлина и това е свързано със значителна консумация на електроенергия и живот на двигателя на циркулационното оборудване.

По този начин образуването на радиоактивни фрагменти по време на делене в реактор е явление главно отрицателен, но... всеки облак има сребро!

В радиоактивните трансформации на фрагменти от делене също могат да се видят положителенаспект, че ядрените реактори буквално дължат съществуването си . Факт е, че от голямото разнообразие от фрагменти на делене има около 60 вида, които след първия -разпад стават неутроактивен , способен да излъчва т.нар изоставащнеутрони. Относително малко забавени неутрони се излъчват в реактора (приблизително 0,6% от общия брой генерирани неутрони), но благодарение на тяхното съществуване е възможно безопасно управление ядрен реактор; Ще се убедим в това, когато изучаваме кинетиката на ядрен реактор.

2.2.4. Освобождаване на енергия по време на делене.Реакцията на ядрено делене във физиката е едно от ясните потвърждения на хипотезата на А. Айнщайн за връзката между маса и енергия, която по отношение на ядреното делене е формулирана по следния начин:

Количеството енергия, освободено по време на ядрено делене, е право пропорционално на размера на дефекта на масата, а коефициентът на пропорционалност в тази зависимост е квадрат на скоростта на светлината:

E=  мс 2

По време на ядрено делене излишъкът (дефектът) на маса се определя като разликата в сумата от масите на покой на първоначалните продукти на реакцията на делене (т.е. ядро ​​и неутрон) и получените продукти на ядрено делене (фрагменти на делене, делене неутрони и други микрочастици, излъчвани както по време на процеса на делене, така и след него).

Спектроскопският анализ направи възможно определянето на повечето продукти на делене и техните специфични добиви. На тази база се оказа, че не е толкова трудно да се изчисли частенвеличината на масовите дефекти за различни резултати от деленето на ядрата на уран-235 и от тях - изчислете средното количество енергия, отделена при едно делене, което се оказа близко до

mc 2 = 200 MeV

Достатъчно е да сравним тази стойност с енергията, освободена при действието на един от най-ендотермичните химическиреакции - реакции на окисление на ракетно гориво (стойност по-малка от 10 eV) - да разберем, че на ниво микроскопични обекти (атоми, ядра) 200 MeV - много висока енергия: тя е най-малко осем порядъка (100 милиона пъти) по-голяма от енергията, получена от химични реакции.

Енергията на делене се разсейва от обема, където се е случило ядрено делене чрез различни материали носители: фрагменти на делене, неутрони на делене, - и -частици, -кванти и дори неутрино и антинеутрино.

Разпределението на енергията на делене между материалните носители по време на деленето на ядрата 235 U и 239 Pu е дадено в таблица 2.1.

Таблица 2.1. Разпределение на енергията на делене на ядрата на уран-235 и плутоний-239 между продуктите на делене.

Енергоносители на делене		Плутоний-239
1. Кинетична енергия на фрагменти от делене
2. Кинетична енергия на неутроните на делене
3. Енергия на мигновени гама-кванти
4. Енергия на -квантите от продуктите на делене
5. Кинетична енергия на -излъчване на фрагменти
6. Антинеутрино енергия

Различни компоненти на енергията на делене се трансформират в топлина не по едно и също време.

Първите три компонента се превръщат в топлина за време по-малко от 0,1 s (считано от момента на разделяне) и затова се наричат мигновени източници на отделяне на топлина.

- и -лъчения от продукти на делене се излъчват от възбудени фрагменти с най-различни периоди на полуразпад(от няколко части от секундата до няколко десетки дни, ако вземем предвид само фрагменти с забележим специфичен добив), и следователно процесът, споменат по-горе разпадна топлина, което е причинено именно от радиоактивни емисии от продукти на делене, може да продължи десетки дни след спирането на реактора.

*) По много груби оценки мощността на остатъчното топлоотдаване в реактора след спирането му намалява през първата минута - с 30-35%, а след първия час от спирането на реактора е приблизително 30% от мощността при които реакторът е работил преди спирането, а след първия ден паркиране - приблизително 25 процента. Ясно е, че спирането на принудителното охлаждане на реактора при такива условия е изключено, т.к Дори краткосрочното спиране на циркулацията на охлаждащата течност в активната зона е изпълнено с опасност от термично разрушаване на горивните елементи. Само след няколко дни принудително охлаждане на реактора, когато мощността на отделяне на остатъчна топлина се намали до нивото на отстранения топлоносител поради естествена конвекция, може да се спре циркулационните средства на първи контур.

Вторият практически въпрос за инженер: къде и каква част от енергията на делене се трансформира в топлина в реактора? - тъй като това се дължи на необходимостта от организиране на балансирано отвеждане на топлината от различните му вътрешни части, проектирани в различни технологични дизайни.

Състав на горивото, който съдържа делящи се нуклиди, се съдържа в запечатани черупки, които предотвратяват освобождаването на образувани фрагменти от горивния състав на горивните елементи (горивни елементи) в охлаждащата течност, която ги охлажда. И ако фрагментите от делене в работещ реактор не напускат горивните елементи, ясно е, че кинетичните енергии на фрагментите и слабо проникващите -частици се превръщат в топлина вътре в горивните пръти.

Енергиите на неутроните на делене и -лъчението се трансформират в топлина само в горивните елементи частично: проникващата способност на неутроните и -лъчението генерира забавлениепо-голямата част от първоначалната им кинетична енергия от местата им на раждане.

Познаването на точната стойност на енергията на делене и нейния дял от получената топлина вътре в горивните елементи е от голямо практическо значение, което позволява да се изчисли друга практически важна характеристика, наречена специфично обемно отделяне на топлина в горивото от горивни пръти (р v).

Например, ако е известно, че в 1 cm 3 от горивния състав на горивния елемент, за 1 s Р f делене на ядра на уран-235, тогава е очевидно: количеството топлинна енергия, генерирана всяка секунда в тази единица обем (= топлинна мощност на 1 cm 3 гориво) е специфичното обемно отделяне на топлина (или енергийна интензивност) гориво и тази стойност ще бъде равна на:

р v = 0.9 .  д . Р f (2.2.5)

Делът на енергията на делене, получена под формата на топлина извън горивните елементи в активната зона на реактора, зависи от неговия тип и конструкция и е в рамките на (6  9)% от общата енергия на делене. (Например за ВВЕР-1000 тази стойност е приблизително 8,3%, а за РБМК-1000 е около 7%).

Така делът на общото отделяне на топлина в обема на ядрото от общата енергия на делене е 0,96  0,99, т.е. с техническа прецизност съвпада с общата енергия на делене.

Оттук и друга техническа характеристика на активната зона на реактора:

- средна енергийна интензивност на ядрото(q v) az - топлинна мощност, получена от единица обем на активната зона:

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

Тъй като енергията е 1 MeVв системата SI съответства на 1,602. 10 -13 Дж, тогава стойността на енергийната интензивност на активната зона на реактора:

(q v) az  3,204 . 10 -11 Р f .

Следователно, ако е известна стойността на средния енергиен интензитет върху обема на ядрото, тогава топлинна мощност на реактораочевидно ще бъде:

Q стр= (q v) az. V az 3,204. 10–11 . Р f . V az [У] (2.2.7)

Топлинната мощност на реактора е право пропорционална Средната скорост

реакции на делене в ядрото му.

Практическа последица : Искате ли реакторът да работи припостоянно ниво на мощност? -Създайте в него условия, така че да протича реакцията на делене в активната му зона с постоянна средна скорост във времето.Трябва ли да увеличите (намалите) мощността на реактора? - Намерете начини да увеличите (или намалите) съответно скоростта на реакцияде ления.Това е основното значение на контролирането на мощността на ядрен реактор.

Разгледаните връзки и изводи изглеждат очевидни само в най-простия случай, когато горивният компонент в реактора е един уран-235. Въпреки това, повтаряйки разсъжденията за реактор с многокомпонентенсъстава на горивото е лесно да се провери пропорционалността на средната скорост на реакция на делене и топлинната мощност на реактора в най-общия случай.

По този начин топлинната мощност на реактора и разпределение на топлината в сърцевината муса право пропорционални на разпределението на скоростта на реакцията на делене върху обема на горивния състав на активната зона на реактора.

Но от казаното също става ясно, че скоростта на реакцията на делене трябва да бъде свързано с броя на свободните неутрони в средата на активната зона, тъй като именно те (свободните неутрони) причиняват реакции на делене, радиационно улавяне, разсейване и други неутронни реакции. С други думи, скоростта на реакцията на делене, освобождаването на енергия в сърцевината и топлинната мощност на реактора трябва ясно да бъдат свързани с характеристики на неутронното полев неговия обем.

След като беше проведена неконтролирана верижна реакция, която направи възможно получаването на гигантско количество енергия, учените поставиха задачата да осъществят контролирана верижна реакция. Същността на контролираната верижна реакция се крие в способността да се контролират неутроните. Този принцип е успешно приложен в атомните електроцентрали (АЕЦ).

Енергията на делене на урановите ядра се използва в атомните електроцентрали (АЕЦ). Процесът на делене на урана е много опасен. Следователно ядрените реактори са заобиколени от плътни защитни обвивки. Често срещан тип реактор е вода под налягане.

Охлаждащата течност е вода. Студената вода влиза в реактора под много високо налягане, което не позволява да заври.

Студената вода, преминаваща през активната зона на реактора, също действа като модератор - забавя бързите неутрони, така че да ударят ядрата на урана и да предизвикат верижна реакция.

Ядреното гориво (уран) се намира в активната зона под формата на пръти за горивни касети. Горивните пръти в модула се редуват с контролни пръти, които регулират скоростта на ядреното делене чрез поглъщане на бързи неутрони.

При делене се отделя голямо количество топлина. Нагрятата вода напуска активната зона под налягане с температура 300°C и постъпва в електроцентралата, в която са разположени генератори и турбини.

Горещата вода от реактора загрява водата от втория кръг до кипене. Парата се насочва към лопатките на турбината и я върти. Въртящият се вал предава енергия към генератора. В генератора механичната ротационна енергия се преобразува в електрическа. Парата се охлажда и водата се връща обратно в реактора.

В резултат на тези сложни процеси атомната електроцентрала произвежда електрически ток.

Както можете да видите, делящият се изотоп се намира в горивните пръти, разположени в активната зона на реактора, образувайки критична маса. Ядрената реакция се контролира с помощта на контролни пръти, направени от бор или кадмий. Контролните пръти, подобно на горивните пръти, се намират в активната зона на реактора и като гъба, поглъщаща вода, действат върху неутроните, като ги абсорбират. Операторът на АЕЦ, регулирайки броя на управляващите пръти в активната зона на реактора, контролира скоростта на ядрения процес: той го забавя, като спуска управляващите пръти в активната зона на реактора; или го ускорява чрез повдигане на пръчките.

Изглежда, че всичко е прекрасно - ядрената енергия е неизчерпаем високотехнологичен източник на електроенергия и това е бъдещето. Така си мислеха хората до 26 август 1986 г. Аварията в четвърти блок на атомната електроцентрала в Чернобил обърна всичко с главата надолу - „мирният“ атом се оказа не толкова мирен, ако се третира с пренебрежение.

За това е изписан доста материал. Тук ще бъде дадена квинтесенцията (съкратената същност) на бедствието.

Основните причини за аварията на 4-ти енергоблок на атомната електроцентрала в Чернобил:

1. Недостатъчно добре обмислена програма за технологичен експеримент за изтичане на турбогенератор;
2. Грешки в изчисленията на разработчиците на ядрения реактор RBMK, където съществена роля изигра липсата на оперативна информация в системата за управление за резерва на реактивност в активната зона;
3. „Свободите“ на персонала на атомната централа, който проведе експеримента и допусна отклонения от правилата за извършване на работа.

Всичко това заедно доведе до катастрофа. Сред специалистите, разследващи събитията в Чернобил, имаше нещо като тази формула: "операторите успяха да взривят блока, а реакторът им позволи да го направят". Част от вината за Чернобил е на почти всички - и на физиците, които извършват изчисления с помощта на опростени модели, и на монтажниците, които небрежно заваряват шевове, и на операторите, които си позволяват да игнорират правилата за работа.

Анатомията на аварията в Чернобил накратко

1. Мощността на реактора беше оставена да намалее до много малка стойност (приблизително 1% от номиналната стойност). Това е „лошо“ за реактора, защото попада в „йодната яма“ и започва отравяне на реактора с ксенон. Според „нормалния“ подход беше необходимо да се спре реакторът, но в този случай нямаше да се проведе експериментът за спиране на турбината с всички произтичащи от това административни последици. В резултат на това персоналът на Чернобилската АЕЦ реши да увеличи мощността на реактора и да продължи експеримента.

2. От горния материал става ясно, че операторът на атомна електроцентрала може да контролира скоростта на ядрената реакция (мощността на реактора) чрез преместване на управляващи пръти в активната зона на реактора. За да се увеличи мощността на реактора (за завършване на експеримента), почти всички управляващи пръти бяха извадени от активната зона на реактора.

За да стане по-ясно за читателя, който не е запознат с „ядрените тънкости“, можем да дадем следната аналогия с товар, окачен на пружина:

• Товарът (или по-скоро неговата позиция) е мощността на реактора;
• Пружината е средство за контролиране на натоварването (мощност на реактора).
• В нормално положение товарът и пружината са в равновесие - товарът е на определена височина, а пружината е опъната с определено количество.
• Когато мощността на реактора отпадна ("йодна яма"), товарът падна на земята (и отиде много силно).
• За да "извади" реактора, операторът "издърпа пружината" (извади управляващите пръти; но беше необходимо да се направи точно обратното - да се вкарат всички пръти и да се затвори реактора, т.е. да се освободи пружината, така че товарът пада на земята). Но системата товар-пружина има известна инерция и известно време след като операторът е започнал да издърпва пружината нагоре, товарът все още се движи надолу. И операторът продължава да дърпа нагоре.
• Накрая товарът достига най-ниската точка и под въздействието на (вече прилични) пружинни сили започва да се движи нагоре - мощността на реактора започва рязко да нараства. Товарът лети нагоре все по-бързо и по-бързо (неконтролирана верижна реакция с отделяне на огромно количество топлина) и операторът вече не може да направи нищо, за да потуши инерцията на движението нагоре на товара. В резултат на това товарът удря оператора в челото.

Да, операторите на атомната електроцентрала в Чернобил, които допуснаха експлозията на енергоблока, платиха най-високата цена за грешката си - живота си.

Защо персоналът на Чернобилската АЕЦ е действал по този начин? Една от причините беше фактът, че системата за управление на ядрения реактор не предоставяше на оператора оперативна информация за опасните процеси, протичащи в реактора.

Така започва книгата си А. С. Дятлов "Чернобил. Как се случи":

На 26 април 1986 г. в един час, двадесет и три минути и четиридесет секунди началник-смяната на блок № 4 на Чернобилската атомна електроцентрала Александър Акимов нарежда спирането на реактора след приключване на извършената работа. преди изключване на енергоблока за планов ремонт. Командата е подадена в спокойна работна обстановка, централизираната система за управление не регистрира нито един авариен или предупредителен сигнал за отклонения в параметрите на реактора или сервизните системи. Операторът на реактора Леонид Топтунов свали капачката от бутона AZ, която предпазва от случайно погрешно натискане, и натисна бутона. При този сигнал 187 пръта за управление на реактора започнаха да се движат надолу в активната зона. Лампичките за подсветка на мнемоничната дъска светнаха и стрелките на индикаторите за положение на пръта започнаха да се движат. Александър Акимов, застанал полуобърнат към пулта за управление на реактора, забеляза това, също видя, че „зайчетата“ на индикаторите за дисбаланс на АР „стрелнаха наляво“ (изражението му), както трябва, което означава намаляване на мощност на реактора, обърната към предпазния панел, зад който наблюдавах в експеримента.
Но тогава се случи нещо, което дори и най-смелото въображение не можеше да предвиди. След леко намаляване мощността на реактора внезапно започна да нараства с все по-висока скорост и се появиха алармени сигнали. Л. Топтунов се развика за спешно увеличение на властта. Но той не успя да направи нищо. Всичко, което можеше да направи, беше да задържи бутона AZ, контролните пръти преминаха в активната зона. Той няма други средства на свое разположение. И всички останали също. А. Акимов рязко извика: „Затворете реактора!“ Той скочи до контролния панел и изключи електромагнитните съединители на задвижванията на контролния прът. Действието е правилно, но безполезно. В края на краищата логиката на CPS, тоест всички нейни елементи на логически вериги, работеха правилно, пръчките влязоха в зоната. Сега е ясно - след натискане на бутона AZ нямаше правилни действия, нямаше средства за спасение. Другата логика се провали!
Последваха два мощни взрива с кратък интервал. AZ прътите спряха да се движат, без да изминат дори половината път. Нямаше къде другаде да отидат.
В един час, двадесет и три минути, четиридесет и седем секунди реакторът беше унищожен от повишаване на мощността с помощта на бързи неутрони. Това е срив, най-голямата катастрофа, която може да се случи в енергиен реактор. Не са го разбрали, не са се подготвили за това, не са предвидени технически мерки за локализация в блока и гарата...

Тоест няколко секунди преди бедствието персоналът дори не е подозирал за приближаващата опасност! Краят на цялата тази абсурдна ситуация беше натискането на аварийния бутон, след което се получи експлозия - ти се състезаваш с кола и пред препятствие натискаш спирачката, но колата ускорява още повече и се блъска в препятствието. За да бъдем честни, трябва да се каже, че натискането на аварийния бутон не можеше да повлияе по никакъв начин на ситуацията - само ускори неизбежната експлозия на реактора с няколко мига, но фактът остава - аварийна защита взриви реактора !

Въздействие на радиацията върху хората

Защо предизвиканите от човека ядрени бедствия (да не говорим за ядрените оръжия) са толкова опасни?

Освен отделянето на колосални количества енергия, което води до големи разрушения, ядрените реакции са съпроводени с радиация и като следствие радиационно замърсяване на района.

Защо радиацията е толкова вредна за живия организъм? Ако не беше донесла такава вреда на всички живи същества, тогава всички щяха да забравят за аварията в Чернобил отдавна и атомните бомби щяха да бъдат хвърлени наляво и надясно.

Радиацията разрушава клетките на живия организъм по два начина:

1. поради нагряване (радиационно изгаряне);
2. поради йонизация на клетките (лъчева болест).

Радиоактивните частици и самата радиация имат висока кинетична енергия. Радиацията генерира топлина. Тази топлина, подобно на слънчево изгаряне, причинява радиационно изгаряне, разрушаващо телесната тъкан.

Схематичната диаграма на ядрен реактор, използващ топлинни (бавни) неутрони, е показана на фиг. 5.1, тук 1 - управляващи пръти, 2 - биологична защита, 3 - термична защита, 4 - модератор, 5 - ядрено гориво (горивни пръти).

Когато неутрон удари ядрото на изотопа на уран 235, той се разделя на две части и се излъчват няколко (2,5-3) нови вторични неутрона. За да се поддържа верижна реакция в ядрен реактор, е необходимо масата на ядреното гориво в активната зона на реактора да бъде не по-малка от критичната. Реакторът трябва да съдържа това количество 235Uтака че средно поне един от получените неутрони във всяко събитие на делене може да причини следващото събитие на делене, преди да напусне ядрото на реактора.

Фигура 5.1. Принципна схема на ядрен реактор с термични неутрони

Ако броят на неутроните се поддържа постоянен, тогава реакцията на делене ще има стационарен характер. Колкото по-високо е стационарното ниво на броя на съществуващите неутрони, толкова по-голяма е мощността на реактора. Мощност от 1 MW съответства на верижна реакция, при която за 1 секунда се случват 3 10 16 деления.

Ако броят на неутроните се увеличи, ще настъпи термична експлозия, ако намалее, реакцията ще спре. Скоростта на реакцията се контролира с помощта на контролни пръти 1.

Сегашното състояние на ядрения реактор може да се характеризира като ефективно коефициент на размножаване на неутрониили реактивност, които са свързани помежду си чрез връзката:

Следните стойности са типични за тези количества:

· - верижната реакция се увеличава с времето, реакторът е в суперкритично състояние, неговата реактивност;

· , - броят на ядрените деления е постоянен, реакторът е в стабилно критично състояние.

Ядреният реактор може да работи на дадена мощност дълго време само ако има резерв на реактивност в началото на работа. По време на работа на ядрен реактор, поради натрупването на фрагменти от делене в горивото, неговият изотопен и химичен състав се променя и се образуват трансуранови елементи, главно Pu. Процесите, протичащи в реактора, намаляват възможността за верижна реакция на делене на атомните ядра.

За да се поддържа и реализира верижна реакция, е необходимо да се ограничи поглъщането на неутрони от материалите, обграждащи активната зона на реактора. Това се постига чрез използване на материали (за биологична 2 и термична 3 защита), които поне частично (в идеалния случай 50%) отразяват неутроните, т.е. не ги усвои. От особено значение е изборът на охлаждаща течност, използвана за пренос на топлина от активната зона към турбината.

Неутроните, произведени в резултат на делене, могат да бъдат бързи (висока скорост) или бавни (термични). Вероятност за улавяне на бавен неутрон от ядро 235Uи последващото му разделяне е по-голямо от това на бърз неутрон. Следователно горивните пръти 5 са ​​заобиколени от специални модератори 4, които забавят неутроните, като ги абсорбират слабо. За да се намали изтичането на неутрони от реактора, той е оборудван с рефлектор. Най-често използваните модератори и рефлектори са графитни, тежки ( D2O), обикновена вода и др.

Броят на неподвижните съществуващи неутрони определя броя на образуваните фрагменти от ядрено делене, които отлитат в различни посоки с огромна скорост. Спирането на фрагменти води до нагряване на горивото и стените на горивните пръти. За да се отстрани тази топлина, реакторът се захранва антифриз, чието загряване е предназначението на реактора. Често едно и също вещество, например обикновена вода, изпълнява функциите охлаждаща течност, модератор и рефлектор. Водата се подава към реактора с помощта на главни циркулационни помпи(MCP).