atom „pașnic”. Principiul de funcționare al unui reactor nuclear Explicația materialului nou

Inapoi inainte

Atenţie! Previzualizarea slide-ului are doar scop informativ și este posibil să nu reprezinte întreaga amploare a 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: un reactor nuclear, elementele principale ale unui reactor nuclear, proiectarea unui reactor nuclear și principiul funcționării acestuia, controlul unei reacții nucleare, clasificarea reactoarelor nucleare și utilizarea lor;
• În curs de dezvoltare: continuă formarea capacității de observare și de a trage concluzii, precum și dezvoltarea abilităților intelectuale și a curiozității elevilor;
• Educational: să continue educația atitudinii față de fizică ca știință experimentală; să cultive o atitudine conștiincioasă față de muncă, disciplina, 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, o reacție nucleară în lanț, condițiile de apariție a acesteia, masa critică, vom învăța ce este un reactor nuclear, elementele principale ale unui reactor nuclear, proiectarea unui reactor nuclear. reactorul și principiul funcționării acestuia, controlul unei reacții nucleare, clasificarea reactoarelor nucleare și utilizarea lor.

2. Verificarea materialului studiat.

1. Mecanismul de fisiune a nucleelor ​​de uraniu.
2. Descrieți mecanismul unei reacții nucleare în lanț.
3. Dați un exemplu de reacție de fisiune nucleară a nucleului de uraniu.
4. Ce se numește masa critică?
5. Cum se desfășoară o reacție în lanț în uraniu dacă masa sa este mai mică decât critică, mai mult decât critică?
6. Care este masa critică a uraniului 295, este posibil să se reducă masa critică?
7. Cum poți schimba cursul unei reacții nucleare în lanț?
8. Care este scopul încetinirii neutronilor rapizi?
9. Ce substanțe sunt folosite ca moderatori?
10. Datorită căror factori poate fi crescut numărul de neutroni liberi dintr-o bucată de uraniu, asigurând astfel posibilitatea ca o reacție să apară în aceasta?

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 ne oprim asupra acestei probleme mai detaliat.

Referință istorică.

Igor Vasilyevich Kurchatov este un fizician sovietic remarcabil, academician, fondator și prim director al Institutului de Energie Atomică din 1943 până în 1960, lider 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 Vasilievich Kurchatov a început să lucreze la proiectul unei centrale nucleare. Centrala nucleară este un mesager al 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 unor 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 IV 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 producția de energie generată în timpul funcționării reactorului (apă, sodiu lichid etc.);
• Tije de control (bor, cadmiu) - absorb puternic neutroni
• Înveliș de protecție care întârzie radiația (beton cu umplutură de fier).

Principiul de funcționare reactor nuclear

Combustibilul nuclear este situat în zona activă sub formă de tije verticale numite elemente de combustibil (TVEL). Barele de combustibil sunt proiectate pentru a controla puterea reactorului.

Masa fiecărei bare de combustibil este mult mai mică decât masa critică, astfel încât o reacție în lanț nu poate avea loc într-o tijă. Începe după scufundarea în zona activă a tuturor tijelor de uraniu.

Zona activă este înconjurată de un strat de substanță care reflectă neutronii (reflector) și de o înveliș protector din beton care prinde neutroni și alte particule.

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

Rolul schimbătorului de căldură - apa încălzită la 300 ° C, eliberează căldură apei obișnuite, se transformă în abur.

Controlul reacției nucleare

Reactorul este controlat de tije care conțin cadmiu sau bor. Cu tijele extinse din miezul reactorului, K > 1, iar cu tijele 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.

Reactorul pe neutroni lenți.

Cea mai eficientă fisiune a nucleelor ​​de uraniu-235 are loc sub acțiunea neutronilor lenți. Astfel de reactoare sunt numite reactoare cu neutroni lenți. Neutronii secundari produși în reacția de fisiune sunt rapizi. Pentru ca interacțiunea lor ulterioară cu nucleele de uraniu-235 într-o reacție 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 aranjarea reciprocă 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 se numește eterogen, în care combustibilul sub formă de blocuri sau ansambluri de combustibil este plasat în moderator, formând în el o rețea geometrică regulată.

Transformarea 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 de nuclee -
• energia internă a apei -
• energie interna a aburului -
• energia cinetică a aburului -
• energia cinetică a rotorului turbinei și a rotorului generatorului -
• Energie electrica.

Utilizarea reactoarelor nucleare.

În funcție de scop, reactoarele nucleare sunt de putere, convertoare și amelioratoare, de cercetare și polivalente, de transport și industriale.

Reactoarele nucleare sunt utilizate pentru a genera energie electrică în centralele nucleare, în centralele de navă, în centralele nucleare combinate de căldură și energie, precum și în 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 reactor-convertor, combustibilul nuclear secundar se formează mai puțin decât a fost consumat inițial.

În reactorul de reproducere se realizează reproducerea extinsă a combustibilului nuclear, adică. se dovedește mai mult decât s-a cheltuit.

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

Reactoarele au putere diferită, mod de funcționare staționar sau pulsat. Reactoarele multifuncționale sunt reactoare care servesc mai multe scopuri, cum ar fi generarea de energie și producția de combustibil nuclear.

Dezastre de mediu la centralele nucleare

• 1957 - accident în Marea Britanie
• 1966 - Topirea parțială a miezului după cedarea 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 nucleara de la Cernobîl
• 1988 - incendiu la o centrală nucleară din Japonia

Centralele nucleare moderne sunt echipate cu un PC, iar mai devreme, chiar și după un accident, reactoarele au continuat să funcționeze, deoarece nu exista un sistem de oprire automată.

4. Fixarea materialului.

1. Ce este un reactor nuclear?
2. Ce este combustibilul nuclear într-un reactor?
3. Ce substanță servește ca moderator de neutroni într-un reactor nuclear?
4. Care este scopul unui moderator de neutroni?
5. Pentru ce sunt 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;
   V. 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 folosite 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, este necesar ca factorul de multiplicare a neutronilor să fie:
   A. este egal cu 1;
   B. mai mult de 1;
   V. mai puțin de 1.
6. Reglarea vitezei de fisiune a nucleelor ​​atomilor grei din reactoarele nucleare se realizează:
   A. datorita absorbtiei neutronilor la coborarea tijelor cu un 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 barelor de 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;
   G. nu există un răspuns corect printre răspunsuri.
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 potrivită cale 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;
   E. refuzul de a construi și exploata 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;
    E. 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, F.

6. Rezultatele lecției.

Ce nou ai învățat la lecția de astăzi?

Ce ți-a plăcut la lecție?

Care sunt întrebările?

MULȚUMESC PENTRU MUNCĂ LA LECȚIE!

Reacția de fisiune nucleară cu neutroni 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 celui mai complex complex tehnic, care este numită Centrala Nucleară.

Fig. 2.6 oferă o idee despre fisiunea nucleului de uraniu-235 în imagini vizuale.

Neutron Nucleu de masă A Nucleu compus excitat Fragmente de fisiune

neutroni de fisiune

Fig.2.6. Reprezentarea schematică a fisiunii nucleare 235 U.

Pe baza acestei diagrame, „ecuația” generalizată pentru reacția de fisiune (care este mai mult logică decât strict matematică) poate fi scrisă ca:

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

- (F 1)* și (F 2)* - simboluri excitat fragmente de fisiune (în continuare, indicele (*) denotă elemente instabile, excitate sau radioactive); un fragment (F1)* are o masă A1 şi o sarcină Z1, un fragment (F2)* are o masă A2 şi o sarcină Z2;

-  5 . 1 n înseamnă  5 neutroni de fisiune eliberați în medie în fiecare act de fisiune a nucleului de uraniu-235;

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

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

Subliniem din nou: expresia scrisă mai sus nu este o ecuație în sensul strict al cuvântului; este mai degrabă doar o formă de notație care este ușor de reținut și 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 ulterioară în formațiuni mai stabile, din cauza cărora apar o serie de efecte secundare - atât pozitive, utile, cât și negative, care trebuie luate în considerare la proiectarea, construirea și exploatarea reactoarelor nucleare ;

d) eliberarea de energie în timpul fisiunii - principala proprietate a reacției de fisiune, care vă permite să creați energie reactor nuclear.

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

2.2.1. Formarea fragmentelor de fisiune. Se poate vorbi de un singur act de fisiune nucleară ca de un fenomen într-o anumită măsură Aleatoriu, ținând cont de faptul că nucleul greu al uraniului, 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 fisiune nucleară în 2, 3 sau mai multe fragmente poate fi abordată cu măsuri probabilistice. Conform datelor prezentate în, probabilitatea de fisiune nucleară în două fragmente este mai mare de 98%, prin urmare, marea majoritate a fisiunii se termină cu formarea a exact două fragmente.

Studiile spectroscopice ale produselor de fisiune au stabilit peste 600 de fragmente de fisiune calitativ diferite cu mase atomice diferite. Și aici, în aparență întâmplător, cu un număr mare de divizii, una regula generala, 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 strict definită, caracteristică acestui nuclid fisionabil.

Această cantitate se numește randamentul fragmentelor , notat cu o literă greacă mică  i(gamma) cu un indice - simbolul elementului chimic, al cărui nucleu este acest fragment sau simbolul izotopului.

De exemplu, în experimentele fizice, s-a înregistrat că un fragment de xenon-135 (135 Xe) în timpul fiecărei mii de fisiuni a 235 nuclee U apare în medie în trei cazuri. Aceasta înseamnă că randamentul specific al fragmentului 135 Xe este

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

iar în raport cu un singur act de fisiune nucleară 235 U, valoarea  Xe = 0,003 = 0,3% - este probabilitatea ca fisiunea să se încheie cu formarea unui fragment 135 Heh.

O evaluare clară a modelelor 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, amu

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

în fisiunea lui 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 a.m.u. Randamentul specific al fragmentelor mai ușoare și mai grele este foarte mic (nu depășește 10 -4%).

b) Fisiunea nucleară simetrică (adică fisiunea în două fragmente de mase egale) este extrem de rară: 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 a.m.u. Și greu fragmente cu A = 128  149 a.m.u. (randamentul lor specific este de 1% sau mai mult).

d) Fisiunea a 239 Pu sub actiunea neutronilor termici duce la formarea mai multor mai grele 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 întoarcem de mai multe ori la valorile randamentelor specifice ale multor fragmente de fisiune atunci când compilăm ecuații diferențiale care descriu starea fizică. procesele 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 viteza de formare a oricăror fragmente de fisiune, a căror acumulare în reactorul își afectează cumva funcționarea:

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

Și încă o remarcă 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 mediului din compoziția combustibilului, fisiunea se fragmentează astfel crește nivelul mediu de energie cinetică a atomilor și moleculelor, care, în conformitate cu ideile teoriei cinetice, este percepută de noi ca cresterea temperaturii compoziția combustibilului sau ambele disiparea căldurii 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 lucru al unui reactor nuclear.

2.2.2. Formarea neutronilor 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 cu colaboratori - Albano și Kovarsky - în 1939) este incontestabil: datorită lui, 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, însoțită de emisia de noi neutroni de fisiune și așa mai departe. Adică, datorită formării neutronilor de fisiune, devine posibil organiza procesul de fisiune se succed uniform în timp, fără a furniza neutroni liberi mediului care conține combustibil dintr-o sursă externă. Într-o astfel de livrare, pur și simplu, nu este necesar, de îndată ce se găsesc „uneltele” cu care se realizează fisiunea nucleară aici, chiar în acest mediu, în stare legată în nuclee fisionabile; pentru a „utiliza” neutronii legați, trebuie doar eliberați, adică nucleul este împărțit în fragmente, iar apoi fragmentele în sine vor termina totul: datorită stării lor excitate, vor emite neutroni „în plus”. din compoziția lor, interferând cu stabilitatea lor, în plus, acest lucru se va întâmpla într-un timp de ordinul a 10 -15 - 10 -13 s, care coincide în ordinea mărimii cu timpul petrecut de nucleul compus în stare excitată. Această coincidență a dat naștere la ideea 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 actul divizării și pe parcursul acest act, parcă simultan cu distrugerea nucleului. Din același motiv, acești neutroni sunt adesea denumiți ca 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 fragmente în timpul fisiunii este foarte mică.Și asta înseamnă că marea majoritate a fragmentelor se nasc instabilși poate emite unul, doi, trei sau chiar mai mulți neutroni de fisiune „de prisos” pentru stabilitatea lor, în plus, este clar că fiecare fragment excitat specific trebuie să emită proprii, strict definite numărul de neutroni de fisiune „de prisos” pentru stabilitatea sa.

Dar din moment ce fiecare fragment cu un număr mare de fisiuni are un randament specific strict definit, atunci cu un anumit număr mare de fisiuni, numărul fragmentelor de fisiune formate de fiecare tip va fi, de asemenea, sigur și, în consecință, numărul de neutroni de fisiune emiși. prin fragmente de fiecare tip va fi, de asemenea, sigur, dar, Aceasta înseamnă că numărul lor total va fi, de asemenea, cert. Împărțind numărul total de neutroni primiți în fisiuni la numărul de fisiuni în care sunt primiți, trebuie să obținem numărul mediu de neutroni de fisiune emiși într-un eveniment de fisiune, care, pe baza raționamentului de mai sus, trebuie de asemenea strict definită și constantă pentru fiecare tip de nuclizi fisionali. Se notează această constantă fizică a nuclidului fisionabil  .

Conform datelor din 1998 (valoarea acestei constante este actualizată periodic pe baza rezultatelor analizei experimentelor fizice din întreaga lume) în fisiune sub acţiunea 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 esențial de valoarea energiei cinetice a neutronilor care provoacă fisiunea, iar odată cu creșterea acestora din urmă crește aproximativ direct proporțional 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 prin aceste formule empirice, la diferite energii neutronice poate atinge următoarele valori:

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

Cert este că pentru toți nuclizii fisionali  > 1, creează o condiție prealabilă pentru fezabilitate lanţ reacție de fisiune a neutronilor. Este clar că pentru a pune în aplicare reacție în lanț de fisiune autosusținută este necesar să se creeze condiţii pentru unu din  neutroni obţinuţi în actul de fisiune sigur chemat următoarea diviziune a altui nucleu și odihnă ( - 1) neutroni cumva excluse din fisiunea nucleară.În caz contrar, intensitatea diviziunilor în timp va crește ca o avalanșă (ceea ce se întâmplă în bombă atomică).

Deoarece acum se știe că valoarea constantei  crește odată cu creșterea energiei neutronilor care provoacă 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 energiei neutronilor de fisiuneși reprezentând funcția de distribuție a neutronilor de fisiune asupra energiilor lor cinetice.

Dacă într-o unitate (1 cm 3) de volum a mediului la un moment dat în timp, n atunci neutroni de fisiune ai tuturor energiilor posibile spectrul energetic normalizat este o funcție a valorii energetice E, a cărei valoare, pentru orice valoare particulară a lui E, o arată ce parte (fracție) 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)

ilustrare grafică a căruia este fig.2.8. pe pagina următoare.

Spectrul Watt arată că, deși neutronii de fisiune sunt produși cu o mare varietate de energii, situate într-un interval foarte larg, majoritatea neutronilor au o energie inițială,egal cu E nv = 0,7104 MeV, corespunzătoare maximului funcției spectrale Watt. Sensul acestei valori este cea mai probabilă energie neutronică de fisiune.

O altă cantitate care caracterizează spectrul energetic al neutronilor de fisiune este energia neutronilor de fisiune medie , 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 în (2.2.3) a expresiei (2.2.2) dă valoarea energiei medii a neutronilor de fisiune

E mier = 2,0 MeV

Și asta înseamnă că aproape tot se produc neutroni de fisiune rapid(adică cu energii E > 0.1 MeV). Dar există puțini neutroni rapizi cu energii cinetice relativ mari (mai puțin de 1%), deși apare o cantitate notabilă de neutroni de fisiune cu energii de până la 18 - 20. MeV.

0 1 2 3 4 5 Е, 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 235U și 239Pu care ne interesează în primul rând, energiile medii ale neutronilor de fisiune (corectate în funcție de rezultatele 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 cu energia neutronilor care provoacă fisiunea, dar această creștere este neglijabilă(cel puțin în intervalul 10 - 12 MeV). Acest lucru face posibil să nu se ia în considerare și să se calculeze aproximativ spectrul energetic al neutronilor de fisiune comune pentru diferiți 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 coincide practic cu expresia(2.2.2) și dependența numărului mediu de neutroni de fisiune  8 din energia neutronilor care cauzează fisiunea - de asemenea aproape 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 stabilite 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 entuziasm considerabil și după emisie de neutroni de fisiune. Prin urmare, în efortul lor natural pentru stabilitate, ei continuă să „descarce” excesul de energie peste nivelul stării fundamentale până când acest nivel este atins.

Această eliberare se realizează prin emisia succesivă de fragmente de toate tipurile de radiații radioactive (radiații alfa, beta și gama), iar în diferite fragmente apar diferite tipuri de dezintegrare radioactivă în secvențe diferite și (datorită diferențelor dintre valorile constantele de dezintegrare ) sunt întinse în grade diferite în timp.

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

Prin urmare, radiațiile radioactive nu numai că însoțesc reacția de fisiune lucru reactor, dar și emisă de combustibil pentru o lungă perioadă de timp după oprirea acestuia.

Acest factor, în primul rând, dă naștere unui tip special de pericol fizic - pericolul expunerea personalului, deservirea centralei reactorului, prescurtat ca pericol de radiații. Acest lucru îi obligă pe proiectanții centralei reactorului să asigure mediul înconjurător. apărare biologică, 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 în sine 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 până în acest moment, iar rata de scădere a acesteia în viitor este determinată. prin perioadele de înjumătăţire ale acestor fragmente. Din cele spuse urmează altul negativ factor datorat radioactivității fragmentelor de fisiune - necesitatelungumezire miezul reactorului după oprire pentru a elimina căldura reziduală, iar aceasta este asociată cu un consum semnificativ de energie electrică și resurse motrice ale echipamentului de circulație.

Astfel, formarea fragmentelor radioactive în timpul fisiunii într-un reactor este în principal un fenomen negativ, dar ... nu există nici o cătușeală de argint!

În transformările radioactive ale fragmentelor de fisiune, se poate vedea și pozitiv aspect la care sunt literalmente reactoarele nucleare datorează existența lor . Faptul este că dintr-un număr mare de fragmente de fisiune, există aproximativ 60 de tipuri de astfel de fragmente care, după prima dezintegrare , devin neutron activ 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 tocmai datorită existenței lor este posibil management sigur reactor nuclear; Vom verifica acest lucru atunci când studiem cinetica unui reactor nuclear.

2.2.4. Eliberarea de energie în timpul fisiunii. Reacția de fisiune nucleară din 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 defectul de masă, iar factorul de proporționalitate din această relație este pătratul vitezei luminii:

E=  mc 2

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

Analiza spectroscopică a făcut posibilă stabilirea majorității produselor de fisiune și a randamentelor lor specifice. Pe această bază, nu a fost atât de greu de calculat privat magnitudinea defectelor de masă pentru diferite rezultate ale fisiunii nucleelor ​​de uraniu-235 și din ele - calculați valoarea medie a energiei eliberate 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 (mai puțin de 10 eV) - pentru a înțelege că la nivelul obiectelor microlumii (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 produsă de reacțiile chimice.

Energia de fisiune este disipată din volumul în care s-a produs fisiunea nucleului, prin diverse 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.

Purtători de energie de fisiune		Plutoniu-239
1. Energia cinetică a fragmentelor de fisiune
2. Energia cinetică a neutronilor de fisiune
3. Energia cuantelor gamma prompte
4. Energia -quantilor din produsele de fisiune
5. Energia cinetică a -radiației fragmentelor
6. Energia antineutrino

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

Primele trei componente se transformă în căldură în mai puțin de 0,1 s (contând din momentul fisiunii) și de aceea se numesc surse de căldură instantanee.

- și -radiațiile produselor de fisiune sunt emise de fragmente excitate cu cu timpi de înjumătățire diferit(de la câteva fracțiuni de secundă la câteva zeci de zile, dacă luăm în considerare doar fragmente cu ieșire specifică vizibilă), și deci procesul menționat mai sus căldură reziduală, care se datorează tocmai emisiilor radioactive de produse de fisiune, poate dura zeci de zile după oprirea reactorului.

*) Conform unor estimări foarte grosiere, puterea căldurii reziduale din reactor după oprirea acestuia scade în primul minut - cu 30-35%, după prima oră de oprire a reactorului este de aproximativ 30% din puterea 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 întrerupere pe termen scurt a circulației lichidului de răcire în miez este plină de pericolul distrugerii termice a elementelor de combustibil. Numai după câteva zile de răcire forțată a reactorului, când viteza de degajare a căldurii reziduale este redusă la nivelul îndepărtat din cauza convecției naturale a lichidului de răcire, mijloacele de circulație ale circuitului primar pot fi oprite.

A doua întrebare practică pentru 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.

compozitia combustibilului, care conține nuclizi fisionali, este conținut în cochilii sigilate care împiedică ieșirea fragmentelor rezultate din compoziția combustibilului elementelor de combustibil (barele de combustibil) în lichidul de răcire care le răcește. Și, dacă fragmentele de fisiune dintr-un reactor de lucru nu părăsesc barele 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 radiația  sunt transformate în căldură numai în interiorul elementelor de combustibil parţial: puterea de patrundere a neutronilor si radiatia  genereaza reportare 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 o importanță practică deosebită, permițându-vă să calculați o altă caracteristică practic importantă, numită degajare de căldură volumetrică specifică în barele 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, 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 obținută ca 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 aproximativ egală cu 8,3%, iar pentru RBMK-1000 - aproximativ 7%).

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

Prin urmare, o altă caracteristică tehnică a miezului reactorului:

- intensitatea medie de putere 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 din 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 se cunoaște valoarea medie a densității de energie pe volumul zonei active, atunci puterea termică a reactorului va fi evident:

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

Puterea termică a reactorului este direct proporțională cu viteza medie

reacții de fisiune în zona sa activă.

Consecință practică : Vrei ca reactorul să funcționeze?nivel constant de putere? - Creați condiții în el, astfel încât reacția de fisiune în zona sa activă să continue 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.

Raporturile și concluziile luate în considerare par evidente doar în cel mai simplu caz, când componenta combustibilului din reactor este un uraniu-235. Cu toate acestea, repetând raționamentul reactorului cu multicomponent compoziția combustibilului, este ușor de verificat proporționalitatea vitezei medii a reacției de fisiune și a puterii termice a reactorului în cazul cel mai general.

Astfel, puterea termică a reactorului și distribuția degajării 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 ar trebui să fie raportat la numărul de neutroni liberi din mediul de bază, 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 clar legate de caracteristicile câmpului de neutroniîn domeniul său de aplicare.

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 efectua o reacție în lanț controlată. Esența unei reacții în lanț controlate este 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 cu apă sub presiune.

Purtătorul de căldură este apa. 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 - încetinește neutronii rapizi, astfel încât aceștia lovesc nucleele de uraniu și provoacă o reacție în lanț.

Combustibilul nuclear (uraniul) se află 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.

În timpul fisiunii, se eliberează o cantitate mare de căldură. Apa încălzită iese din miez sub presiune la o temperatură de 300°C și intră în centrala electrică, care adăpostește generatoare și turbine.

Apa fierbinte din reactor încălzește apa din circuitul secundar până la fierbere. Aburul este trimis la paletele turbinei și îl rotește. Arborele rotativ transferă energie generatorului. În generator, energia mecanică de rotație este transformată în energie electrică. Aburul este răcit și apa este returnată înapoi în reactor.

Ca rezultat al acestor procese complexe, o centrală nucleară generează energie electrică.

După cum puteți vedea, izotopul fisionabil este situat în barele de combustibil situate în miezul reactorului, formând o masă critică. Reacția nucleară este controlată de 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 prin coborârea tijelor de control în miezul reactorului; sau accelerează – ridicând tijele.

S-ar părea că totul este în regulă - energia nucleară este o sursă inepuizabilă de energie înaltă tehnologie și viitorul îi aparține. Așa credeau oamenii înainte de 26 august 1986. Accidentul de la blocul patru al 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 mult material despre asta. Aici se va da chintesența (esența comprimată) a catastrofei.

Principalele cauze ale accidentului celei de-a 4-a unități de putere a centralei nucleare de la Cernobîl:

1. Program insuficient de bine gândit al experimentului tehnologic privind epuizarea turbogeneratorului;
2. Calcule greșite ale dezvoltatorilor reactorului nuclear RBMK, unde un rol semnificativ l-a jucat lipsa informațiilor operaționale privind marja de reactivitate în miez în sistemul de control;
3. „Libertățile” personalului CNE care a condus experimentul și au permis abateri de la reglementările lucrărilor în curs.

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 blocul, iar reactorul le-a permis să facă acest lucru”. O parte din vina de la Cernobîl revine aproape tuturor - și a fizicienilor care efectuează calcule folosind modele simplificate și a asamblorilor care sudează neglijent cusături și a operatorilor care își permit să ignore programul de lucru.

Anatomia accidentului de la Cernobîl pe scurt

1. S-a permis reducerea puterii reactorului 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. Potrivit „normalului” – a fost necesară oprirea reactorului, dar în acest caz nu s-ar fi realizat experimentul de epuizare a turbinei, cu toate consecințele administrative care decurg din aceasta. Drept urmare, personalul de la Cernobîl a decis să mărească puterea reactorului și să continue experimentul.

2. Din materialul prezentat mai sus se poate observa că operatorul CNE 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 un cititor care nu este familiarizat cu „subtilitățile nucleare”, se poate face 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, greutatea și arcul sunt în echilibru - greutatea este la o anumită înălțime, iar arcul este întins cu o anumită cantitate.
• Odată cu defecțiunea puterii reactorului („groapă de iod”) - încărcătura a coborât la pământ (și a mers foarte puternic).
• Pentru a „trage” reactorul, operatorul „a tras arcul” (a scos tijele de comandă; dar era necesar exact opusul - să introduceți toate tijele și să închideți reactorul, adică să eliberați arcul, astfel încât sarcina cade la pământ). Dar, sistemul de sarcină-arc are o oarecare inerție și, de ceva timp, după ce operatorul a început să tragă arcul în sus, sarcina încă se mișcă în jos. Și operatorul continuă să tragă în sus.
• În cele din urmă, sarcina atinge punctul cel mai scăzut 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 explozia unității de putere, au plătit cel mai mare preț pentru greșeala lor - viețile lor.

De ce a procedat astfel personalul centralei nucleare 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 a fost":

La 26 aprilie 1986, la o oră douăzeci și trei de minute și patruzeci de secunde, Alexander Akimov, șeful de tură al Unității 4 de la Cernobîl, a ordonat oprirea reactorului la sfârșitul lucrărilor efectuate înainte de oprirea unității de alimentare pt. reparatiile planificate. Comanda a fost dată într-un mediu de lucru calm, sistemul de control centralizat nu înregistrează un singur semnal de urgență sau de avertizare cu privire la abaterea parametrilor reactorului sau ai sistemelor de serviciu. Operatorul reactorului Leonid Toptunov a scos capacul de pe butonul AZ, care împiedică apăsarea eronată accidentală, și a apăsat butonul. La acest semnal, 187 de tije de control ale reactorului au început să coboare în miez. Lămpile de iluminare din spate de pe panoul mnemonic s-au aprins, iar săgețile indicatoarelor de poziție a tijei au început să se miște. Alexander Akimov, stând pe jumătate întors către panoul de comandă al reactorului, a urmărit acest lucru, a văzut și 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, a îndreptat către panoul de siguranță, în spatele căruia a fost observat în experiment.
Dar apoi s-a întâmplat ceva pe care nici cea mai neînfrânată fantezie nu l-a putut prevedea. După o scădere ușoară, puterea reactorului a început brusc să crească într-un ritm din ce în ce mai mare, au apărut alarme. L. Toptunov a strigat despre o creștere de urgență a puterii. Dar nu putea face nimic. A făcut tot ce a putut - a ținut butonul AZ, tijele CPS au intrat în miez. Nu există alte resurse la dispoziția lui. Da, și toți ceilalți. A. Akimov a strigat aspru: „Opriți reactorul!” A sărit la consolă și a dezactivat ambreiajele electromagnetice ale unităților de tijă CPS. 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 au încetat să se miște înainte de a merge la jumătatea drumului. Nu aveau încotro să meargă.
Într-o oră, douăzeci și trei de minute, patruzeci și șapte de secunde, reactorul a fost distrus de o creștere a puterii pe neutroni prompti. Acesta este un colaps, catastrofa supremă care se poate întâmpla într-un reactor de putere. Nu l-au înțeles, nu s-au pregătit pentru asta, nu sunt prevăzute măsuri tehnice de localizare la bloc și stație ...

Adică, cu câteva secunde înainte de dezastru, personalul nici măcar nu bănuia despre pericolul care se apropia! Sfârșitul acestei situații absurde a fost apăsarea butonului de urgență, după care a avut loc o explozie - te repezi într-o mașină și apeși frânele în fața unui obstacol, dar mașina accelerează și mai mult și se lovește de un obstacol. Pentru dreptate, trebuie spus că apăsarea butonului de urgență nu a mai putut afecta situația - a accelerat doar pentru 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 unei cantități enorme de energie, ceea ce duce la o mare distrugere, reacțiile nucleare sunt însoțite de radiații și, ca urmare, 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 mult accidentul de la Cernobîl și bombe atomice ar fi 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, prin analogie cu o arsură solară, provoacă o arsură prin radiații, distrugând țesuturile corpului.

O diagramă schematică a unui reactor nuclear cu neutroni termici (lent) este prezentată în Fig. 5.1, aici 1 - tije de control, 2 - protecție biologică, 3 - protecție termică, 4 - moderator, 5 - combustibil nuclear (TVEL-uri).

Când un neutron lovește nucleul izotopului de uraniu 235, acesta este împărțit în două părți și mai mulți (2,5-3) neutroni secundari noi zboară.. Pentru ca o reacție în lanț să fie menținută într-un reactor nuclear, este necesar ca masa de combustibil nuclear din miezul reactorului să nu fie mai puțin critică. Reactorul trebuie să conțină o astfel de cantitate 235 U astfel încât, în medie, cel puțin unul din numărul de neutroni produși la fiecare eveniment de fisiune ar putea 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 fi staționară.. Cu cât este mai mare nivelul staționar al numărului de neutroni existenți, cu atât puterea reactorului este mai mare. 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, atunci va avea loc o explozie termică, dacă aceasta scade, atunci reacția se va opri. Viteza de reacție este controlată cu tije de control 1.

Starea actuală a unui reactor nuclear poate fi caracterizată prin efectiv factor de multiplicare a neutronilor sau reactivitate, care sunt legate prin relația:

Aceste valori sunt caracterizate de următoarele valori:

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

· , - 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 marjă 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 unor astfel de materiale (pentru protecție biologică 2 și termică 3), care cel puțin parțial (ideal 50%) reflectă neutronii, adică. nu le-a consumat. De o importanță deosebită este alegerea lichidului de răcire care servește la transferul căldurii de la miez la turbină.

Neutronii produși ca urmare a fisiunii pot fi rapizi (au viteză mare) și lenți (termici). Probabilitatea captării unui 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 prevăzut cu un reflector. Grafit, greu ( D2O), apă obișnuită etc.

Numărul de neutroni staționari determină numărul de fragmente de fisiune nucleară care se formează, care se împrăștie în diferite direcții cu mare viteză. Decelerația fragmentelor duce la încălzirea combustibilului și a pereților barelor de combustibil. Pentru a elimina această căldură, reactorul este alimentat lichid de răcire, a cărui încălzire este scopul funcționării reactorului. Adesea aceeași substanță, cum ar fi apa obișnuită, îndeplinește funcțiile lichid de răcire, moderator și reflector. Apa este furnizată în reactor folosind pompele principale de circulație(MCP).