Domov » Elektrické » „mierový“ atóm. Princíp činnosti jadrového reaktora Vysvetlenie nového materiálu

„mierový“ atóm. Princíp činnosti jadrového reaktora Vysvetlenie nového materiálu




























Späť dopredu

Pozor! Ukážky snímok slúžia len na informačné účely a nemusia predstavovať všetky funkcie prezentácie. Ak vás táto práca zaujala, stiahnite si plnú verziu.

Ciele lekcie:

  • Vzdelávacie: aktualizácia existujúcich vedomostí; pokračovať vo vytváraní pojmov: štiepenie jadier uránu, jadrová reťazová reakcia, podmienky jej vzniku, kritické množstvo; zaviesť nové pojmy: jadrový reaktor, hlavné prvky jadrového reaktora, konštrukcia jadrového reaktora a princíp jeho činnosti, riadenie jadrovej reakcie, klasifikácia jadrových reaktorov a ich použitie;
  • Vzdelávacie: naďalej rozvíjať schopnosti pozorovania a vyvodzovania záverov, ako aj rozvíjať intelektuálne schopnosti a zvedavosť študentov;
  • Vzdelávacie: naďalej rozvíjať postoj k fyzike ako experimentálnej vede; pestovať svedomitý vzťah k práci, disciplínu, pozitívny vzťah k vedomostiam.

Typ lekcie: učenie sa nového materiálu.

Vybavenie: multimediálna inštalácia.

Počas vyučovania

1. Organizačný moment.

Chlapci! Dnes si v lekcii zopakujeme štiepenie jadier uránu, jadrovú reťazovú reakciu, podmienky jej vzniku, kritické množstvo, dozvieme sa, čo je jadrový reaktor, hlavné prvky jadrového reaktora, štruktúru jadrového reaktora a princíp jeho činnosti, riadenie jadrovej reakcie, klasifikácia jadrových reaktorov a ich použitie.

2. Kontrola naštudovaného materiálu.

  1. Mechanizmus štiepenia jadier uránu.
  2. Povedzte nám o mechanizme jadrovej reťazovej reakcie.
  3. Uveďte príklad jadrovej štiepnej reakcie jadra uránu.
  4. Čo sa nazýva kritické množstvo?
  5. Ako prebieha reťazová reakcia v uráne, ak je jeho hmotnosť menšia ako kritická alebo väčšia ako kritická?
  6. Aké je kritické množstvo uránu 295? Je možné kritické množstvo znížiť?
  7. Akými spôsobmi môžete zmeniť priebeh jadrovej reťazovej reakcie?
  8. Aký je účel spomalenia rýchlych neutrónov?
  9. Aké látky sa používajú ako moderátory?
  10. V dôsledku akých faktorov sa môže zvýšiť počet voľných neutrónov v kuse uránu, čím sa zabezpečí možnosť reakcie v ňom?

3. Vysvetlenie nového materiálu.

Chlapci, odpovedzte na túto otázku: Aká je hlavná časť akejkoľvek jadrovej elektrárne? ( nukleárny reaktor)

Výborne. Takže, chlapci, teraz sa pozrime na tento problém podrobnejšie.

Historický odkaz.

Igor Vasiljevič Kurčatov je vynikajúci sovietsky fyzik, akademik, zakladateľ a prvý riaditeľ Ústavu pre atómovú energiu v rokoch 1943 až 1960, hlavný vedecký riaditeľ pre atómový problém v ZSSR, jeden zo zakladateľov využívania jadrovej energie na mierové účely. . Akademik Akadémie vied ZSSR (1943). Prvá sovietska atómová bomba bola testovaná v roku 1949. O štyri roky neskôr bola úspešne otestovaná prvá vodíková bomba na svete. A v roku 1949 Igor Vasilyevich Kurchatov začal pracovať na projekte jadrovej elektrárne. Jadrová elektráreň je predzvesťou mierového využívania atómovej energie. Projekt bol úspešne dokončený: 27. júla 1954 sa naša jadrová elektráreň stala prvou na svete! Kurchatov sa radoval a bavil ako dieťa!

Definícia jadrového reaktora.

Jadrový reaktor je zariadenie, v ktorom prebieha a udržiava riadená reťazová reakcia štiepenia určitých ťažkých jadier.

Prvý jadrový reaktor postavili v roku 1942 v USA pod vedením E. Fermiho. U nás bol prvý reaktor postavený v roku 1946 pod vedením I.V.Kurčatova.

Hlavné prvky jadrového reaktora sú:

  • jadrové palivo (urán 235, urán 238, plutónium 239);
  • moderátor neutrónov (ťažká voda, grafit atď.);
  • chladivo na odstraňovanie energie vznikajúcej počas prevádzky reaktora (voda, tekutý sodík atď.);
  • Regulačné tyče (bór, kadmium) - vysoko absorbujúce neutróny
  • Ochranný plášť, ktorý blokuje žiarenie (betón so železným plnivom).

Princíp fungovania nukleárny reaktor

Jadrové palivo sa nachádza v aktívnej zóne vo forme zvislých tyčí nazývaných palivové články (palivové články). Palivové tyče sú určené na reguláciu výkonu reaktora.

Hmotnosť každej palivovej tyče je výrazne menšia ako kritická hmotnosť, takže reťazová reakcia nemôže nastať v jednej tyči. Začína sa po ponorení všetkých uránových tyčí do jadra.

Jadro je obklopené vrstvou látky, ktorá odráža neutróny (reflektor) a ochranným plášťom z betónu, ktorý zachytáva neutróny a iné častice.

Odvod tepla z palivových článkov. Chladiaca kvapalina, voda, umýva tyč, zahriatu na 300 ° C pri vysokom tlaku, a vstupuje do výmenníkov tepla.

Úlohou výmenníka tepla je, že voda ohriata na 300°C odovzdáva teplo bežnej vode a mení sa na paru.

Kontrola jadrovej reakcie

Reaktor je riadený pomocou tyčí obsahujúcich kadmium alebo bór. Keď sú tyče vysunuté z aktívnej zóny reaktora, K > 1, a keď sú úplne zasunuté - K< 1. Вдвигая стержни внутрь активной зоны, можно в любой момент времени приостановить развитие цепной реакции. Управление ядерными реакторами осуществляется дистанционно с помощью ЭВМ.

Pomalý neutrónový reaktor.

Najefektívnejšie štiepenie jadier uránu-235 prebieha pod vplyvom pomalých neutrónov. Takéto reaktory sa nazývajú pomalé neutrónové reaktory. Sekundárne neutróny produkované štiepnou reakciou sú rýchle. Aby bola ich následná interakcia s jadrami uránu-235 v reťazovej reakcii čo najefektívnejšia, spomaľujú sa zavedením moderátora do jadra – látky, ktorá znižuje kinetickú energiu neutrónov.

Rýchly neutrónový reaktor.

Rýchle neutrónové reaktory nemôžu pracovať s prírodným uránom. Reakciu je možné udržiavať iba v obohatenej zmesi obsahujúcej aspoň 15 % izotopu uránu. Výhodou rýchlych neutrónových reaktorov je, že pri ich prevádzke vzniká značné množstvo plutónia, ktoré je následne možné využiť ako jadrové palivo.

Homogénne a heterogénne reaktory.

Jadrové reaktory sa v závislosti od relatívneho umiestnenia paliva a moderátora delia na homogénne a heterogénne. V homogénnom reaktore je aktívna zóna homogénna hmota paliva, moderátora a chladiva vo forme roztoku, zmesi alebo taveniny. Reaktor, v ktorom je palivo vo forme blokov alebo palivových kaziet umiestnené v moderátore, ktorý v ňom tvorí pravidelnú geometrickú mriežku, sa nazýva heterogénny.

Premena vnútornej energie atómových jadier na elektrickú energiu.

Jadrový reaktor je hlavným prvkom jadrovej elektrárne (JE), ktorá premieňa tepelnú jadrovú energiu na elektrickú energiu. Premena energie prebieha podľa nasledujúcej schémy:

  • vnútorná energia jadier uránu -
  • kinetická energia neutrónov a jadrových fragmentov -
  • vnútorná energia vody -
  • vnútorná energia pary -
  • kinetická energia pary -
  • kinetická energia rotora turbíny a rotora generátora -
  • Elektrická energia.

Použitie jadrových reaktorov.

V závislosti od účelu môžu byť jadrové reaktory energetické, konvertorové a množivé, výskumné a viacúčelové, dopravné a priemyselné.

Jadrové reaktory sa používajú na výrobu elektriny v jadrových elektrárňach, lodných elektrárňach, jadrových elektrárňach na kombinovanú výrobu tepla a elektriny a jadrových zásobovacích staniciach tepla.

Reaktory určené na výrobu sekundárneho jadrového paliva z prírodného uránu a tória sa nazývajú konvertory alebo množivé reaktory. V konvertorovom reaktore sekundárne jadrové palivo produkuje menej, ako bolo pôvodne spotrebované.

V množivom reaktore sa vykonáva rozšírená reprodukcia jadrového paliva, t.j. ukáže sa viac, ako sa minulo.

Výskumné reaktory slúžia na štúdium procesov interakcie neutrónov s hmotou, štúdium správania sa materiálov reaktorov v intenzívnych oblastiach neutrónového a gama žiarenia, rádiochemický a biologický výskum, produkciu izotopov a experimentálny výskum fyziky jadrových reaktorov.

Reaktory majú rôzne výkony, stacionárne alebo pulzné prevádzkové režimy. Viacúčelové reaktory sú tie, ktoré slúžia viacerým účelom, ako je výroba energie a výroba jadrového paliva.

Ekologické katastrofy v jadrových elektrárňach

  • 1957 – nehoda vo Veľkej Británii
  • 1966 – čiastočné roztavenie aktívnej zóny po poruche chladenia reaktora pri Detroite.
  • 1971 - do rieky USA sa dostalo veľa znečistenej vody
  • 1979 - najväčšia nehoda v USA
  • 1982 – únik rádioaktívnej pary do atmosféry
  • 1983 - hrozná nehoda v Kanade (rádioaktívna voda vytekala 20 minút - tona za minútu)
  • 1986 – nehoda vo Veľkej Británii
  • 1986 - nehoda v Nemecku
  • 1986 – Černobyľská jadrová elektráreň
  • 1988 – požiar v jadrovej elektrárni v Japonsku

Moderné jadrové elektrárne sú vybavené počítačmi, ale predtým, dokonca aj po havárii, reaktory pokračovali v prevádzke, pretože neexistoval systém automatického odstavenia.

4. Upevnenie materiálu.

  1. Ako sa nazýva jadrový reaktor?
  2. Čo je jadrové palivo v reaktore?
  3. Aká látka slúži ako moderátor neutrónov v jadrovom reaktore?
  4. Aký je účel moderátora neutrónov?
  5. Na čo slúžia riadiace tyče? Ako sa používajú?
  6. Čo sa používa ako chladivo v jadrových reaktoroch?
  7. Prečo je potrebné, aby hmotnosť každej uránovej tyče bola menšia ako kritická hmotnosť?

5. Vykonanie testu.

  1. Aké častice sa podieľajú na štiepení jadier uránu?
    A. protóny;
    B. neutróny;
    B. elektróny;
    G. jadrá hélia.
  2. Aké množstvo uránu je kritické?
    A. najväčšia, pri ktorej je možná reťazová reakcia;
    B. akákoľvek hmotnosť;
    B. najmenšia, pri ktorej je možná reťazová reakcia;
    D. hmotnosť, pri ktorej sa reakcia zastaví.
  3. Aká je približná kritická hmotnosť uránu 235?
    A. 9 kg;
    B. 20 kg;
    B. 50 kg;
    G. 90 kg.
  4. Ktoré z nasledujúcich látok možno použiť v jadrových reaktoroch ako moderátory neutrónov?
    A. grafit;
    B. kadmium;
    B. ťažká voda;
    G. bór.
  5. Aby v jadrovej elektrárni prebehla reťazová jadrová reakcia, multiplikačný faktor neutrónov musí byť:
    A. sa rovná 1;
    B. viac ako 1;
    V. menej ako 1.
  6. Rýchlosť štiepenia jadier ťažkých atómov v jadrových reaktoroch je riadená:
    A. v dôsledku absorpcie neutrónov pri spúšťaní tyčí s absorbérom;
    B. v dôsledku zvýšenia odvodu tepla so zvýšením rýchlosti chladiacej kvapaliny;
    B. zvýšením dodávky elektriny spotrebiteľom;
    G. znížením hmoty jadrového paliva v aktívnej zóne pri odstraňovaní tyčí s palivom.
  7. Aké energetické transformácie prebiehajú v jadrovom reaktore?
    A. vnútorná energia atómových jadier sa premieňa na svetelnú energiu;
    B. vnútorná energia atómových jadier sa premieňa na mechanickú energiu;
    B. vnútorná energia jadier atómov sa premieňa na elektrickú energiu;
    D. žiadna z odpovedí nie je správna.
  8. V roku 1946 bol v Sovietskom zväze postavený prvý jadrový reaktor. Kto bol vedúcim tohto projektu?
    A. S. Korolev;
    B. I. Kurčatov;
    V. D. Sacharov;
    G. A. Prochorov.
  9. Aký spôsob považujete za najprijateľnejší pre zvýšenie spoľahlivosti jadrových elektrární a zabránenie kontaminácii vonkajšieho prostredia?
    A. vývoj reaktorov schopných automaticky chladiť jadro reaktora bez ohľadu na vôľu prevádzkovateľa;
    B. zvyšovanie gramotnosti prevádzky JE, úrovne odbornej pripravenosti prevádzkovateľov JE;
    B. vývoj vysoko účinných technológií na demontáž jadrových elektrární a spracovanie rádioaktívneho odpadu;
    D. umiestnenie reaktorov hlboko pod zemou;
    D. odmietnutie výstavby a prevádzky jadrovej elektrárne.
  10. Aké zdroje znečistenia životného prostredia súvisia s prevádzkou jadrových elektrární?
    A. uránový priemysel;
    B. jadrové reaktory rôznych typov;
    B. rádiochemický priemysel;
    D. miesta na spracovanie a ukladanie rádioaktívneho odpadu;
    D. využitie rádionuklidov v národnom hospodárstve;
    E. jadrové výbuchy.

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

6. Zhrnutie lekcie.

Čo nové ste sa dnes na hodine naučili?

Čo sa vám na lekcii páčilo?

Aké máte otázky?

ĎAKUJEME ZA PRÁCU NA LEKCI!

Neutrónová jadrová reakcia štiepenia ťažkých jadier, ako už bolo uvedené, je hlavnou a ústrednou reakciou v jadrových reaktoroch. Preto má hneď od začiatku zmysel zoznámiť sa s fyzikálnymi pojmami štiepnej reakcie a tými jej vlastnosťami, ktoré tak či onak zanechávajú stopy vo všetkých aspektoch života a každodenného života najzložitejšieho technického komplexu, ktorý sa nazýva jadrová elektráreň.

Predstava štiepenia jadra uránu-235 vo vizuálnych obrazoch je uvedená na obr. 2.6.

Neutrón Jadro hmotnosti A Excitované zložené jadro Fragmenty štiepenia

Štiepne neutróny

Obr.2.6. Schematické znázornenie jadrového štiepenia 235 U.

Na základe tohto diagramu možno zovšeobecnenú „rovnicu“ štiepnej reakcie (ktorá je skôr logická než prísne matematická) napísať ako:

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

- (F 1)* a (F 2)* - symbolické označenia vzrušenýštiepne fragmenty (index (*) ďalej označuje nestabilné, excitované alebo rádioaktívne prvky); fragment (F1)* má hmotnosť A1 a náboj Z1, fragment (F2)* má hmotnosť A2 a náboj Z2;

- 5. 1 n sú označené  5 štiepnych neutrónov uvoľnených v priemere pri každom štiepnom prípade jadra uránu-235;

- ,  a  - -častice, -častice a -kvantá, ktorých priemerný počet na jeden akt štiepenia jadra uránu-235 sa rovná a, b a c;

    E je priemerné množstvo energie uvoľnenej pri štiepnom akte.

Zdôraznime ešte raz: vyššie napísaný výraz nie je rovnica v presnom zmysle slova; skôr je to jednoducho ľahko zapamätateľná forma zápisu, ktorá odráža hlavné črty neutrónovej štiepnej reakcie:

a) tvorba štiepnych fragmentov;

b) vznik nových voľných neutrónov pri štiepení, ktoré budeme odteraz stručne nazývať štiepne neutróny;

c) rádioaktivita štiepnych úlomkov, ktorá spôsobuje ich ďalšiu premenu na stabilnejšie útvary, čo má za následok množstvo vedľajších účinkov – pozitívnych, užitočných, aj negatívnych, s ktorými je potrebné počítať pri projektovaní, výstavbe a prevádzke jadrových reaktorov;

d) uvoľňovanie energie pri štiepení je hlavnou vlastnosťou štiepnej reakcie, ktorá umožňuje vytvárať energický nukleárny reaktor.

Každý z vyššie uvedených fyzikálnych procesov, ktoré sprevádzajú štiepnu reakciu, hrá v reaktore určitú úlohu a má svoje vlastné praktické význam. Poďme sa s nimi preto bližšie zoznámiť.

2.2.1. Tvorba štiepnych fragmentov. O jedinom akte jadrového štiepenia možno do určitej miery hovoriť ako o fenoméne náhodný berúc do úvahy, že ťažké uránové jadro, pozostávajúce z 92 protónov a 143 neutrónov, je v zásade schopné rozdeliť sa na rôzny počet fragmentov s rôznymi atómovými hmotnosťami. V tomto prípade možno k posúdeniu možnosti rozdelenia jadra na 2, 3 alebo viac fragmentov pristupovať pomocou pravdepodobnostných opatrení. Podľa údajov uvedených v tomto dokumente je pravdepodobnosť rozdelenia jadra na dva fragmenty viac ako 98%, preto prevažná väčšina štiepení končí vytvorením presne dvoch fragmentov.

Spektroskopické štúdie štiepnych produktov identifikovali viac ako 600 kvalitatívne odlišných štiepnych fragmentov s rôznymi atómovými hmotnosťami. A tu sa pri zjavnej nehode s veľkým počtom divízií okamžite vynorila jedna všeobecný vzorčo možno stručne vyjadriť takto:

Pravdepodobnosť výskytu fragmentu určitej atómovej hmotnosti počas hromadného štiepenia konkrétneho nuklidu je presne definovaná hodnota charakteristická pre tento štiepny nuklid.

Toto množstvo sa zvyčajne nazýva špecifický výťažok fragmentov , označené malým gréckym písmenom i(gama) s dolným indexom - symbolom chemického prvku, ktorého jadrom je tento fragment, alebo symbolom izotopu.

Napríklad pri fyzikálnych experimentoch bolo zaznamenané, že fragment xenónu-135 (135 Xe) sa objavuje v priemere v troch prípadoch každých tisíc štiepení jadier 235 U. To znamená, že špecifický výťažok 135 Xe fragmentov je

Xe= 3/1000 = 0,003 všetkých dielikov,

a vo vzťahu k jedinej štiepnej udalosti jadra 235 U je hodnota  Xe = 0,003 = 0,3 % - pravdepodobnosť, že štiepenie povedie k vytvoreniu fragmentu 135 Heh.

Jasné posúdenie vzoru vzniku štiepnych fragmentov rôznych atómových hmotností je dané krivkami špecifického výťažku fragmentov (obr. 2.7).

10

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

Ryža. 2.7. Špecifické výťažky štiepnych fragmentov rôznych atómových hmotností

pri štiepení jadier 235 U (plná čiara) a 239 Pu (prerušovaná čiara).

Povaha týchto kriviek nám umožňuje vyvodiť nasledujúce závery:

a) Atómové hmotnosti úlomkov vznikajúcich pri štiepení sa vo veľkej väčšine prípadov pohybujú v rozmedzí 70  165 amu. Špecifická výťažnosť ľahších a ťažších úlomkov je veľmi malá (nepresahuje 10 -4 %).

b) Symetrické štiepenie jadier (to znamená štiepenie na dva fragmenty rovnakej hmotnosti) je extrémne zriedkavé: ich špecifický výťažok nepresahuje 0,01 % pre jadrá uránu-235 a 0,04 % pre jadrá plutónia-239.

c) Najčastejšie tvorené pľúca fragmenty s hmotnostnými číslami v rozmedzí 83  104 amu. A ťažký fragmenty s A = 128  149 am.u. (ich špecifický výťažok je 1 % a viac).

d) Štiepenie 239 Pu pod vplyvom tepelných neutrónov vedie k vzniku viacerých závažnejšie fragmentov v porovnaní s 235 U štiepnymi fragmentmi.

*) V budúcnosti sa pri štúdiu kinetiky reaktora a procesov jeho otravy a trosky budeme musieť pri zostavovaní diferenciálnych rovníc, ktoré opisujú, viac ako raz odvolávať na hodnoty špecifických výťažkov mnohých štiepnych fragmentov. fyzikálne procesy v aktívnej zóne reaktora.

Výhodou tejto hodnoty je, že pri znalosti rýchlosti štiepnej reakcie (počet štiepení na jednotku objemu zloženia paliva za jednotku času) je ľahké vypočítať rýchlosť tvorby akýchkoľvek štiepnych fragmentov, ktorých akumulácia v reaktore tak či onak ovplyvňuje jeho činnosť:

Rýchlosť generovania i-tého fragmentu = i (rýchlosť štiepnej reakcie)

A ešte jedna poznámka súvisiaca s tvorbou štiepnych úlomkov. Štiepne fragmenty vznikajúce pri štiepení majú vysoké kinetické energie. Prenosom ich kinetickej energie pri zrážkach s atómami média zloženia paliva dochádza k ich štiepeniu zvýšiť priemernú úroveň kinetickej energie atómov a molekúl, ktorý v súlade s myšlienkami kinetickej teórie vnímame ako zvýšenie teploty zloženie paliva alebo ako tvorba tepla v ňom.

Väčšina tepla v reaktore vzniká týmto spôsobom.

Ide o určitú pozitívnu úlohu tvorby úlomkov v prevádzkovom procese jadrového energetického reaktora.

2.2.2. Výroba štiepnych neutrónov. Kľúčovým fyzikálnym javom sprevádzajúcim proces štiepenia ťažkých jadier je emisia sekundárnych rýchlych neutrónov excitovanými štiepnymi fragmentmi, inak volal rýchle neutróny alebo štiepne neutróny.

Význam tohto javu (objavený F. Joliot-Curie a jeho kolegami - Albanom a Kowarski - v roku 1939) je nepopierateľné: práve vďaka nej sa pri štiepení ťažkých jadier objavujú nové voľné neutróny, ktoré nahrádzajú tie, ktoré štiepenie spôsobili; tieto nové neutróny môžu interagovať s inými štiepnymi jadrami v palive a spôsobiť ich štiepenie, po ktorom nasleduje emisia nových štiepnych neutrónov atď. To znamená, že v dôsledku tvorby štiepnych neutrónov je to možné organizovať proces štiepenia rovnomerne za sebou v čase bez prísunu voľných neutrónov do média obsahujúceho palivo z externého zdroja. V takejto dodávke, jednoducho povedané, nie je potrebné, pokiaľ sú umiestnené „nástroje“, pomocou ktorých sa jadrové štiepenie uskutočňuje tu, v tomto prostredí, vo viazanom stave v štiepnych jadrách; aby „uviedli do činnosti“ viazané neutróny, stačí ich uvoľniť, to znamená, že jadro sa musí rozdeliť na fragmenty a potom samotné fragmenty všetko dokončia: vďaka svojmu excitovanému stavu budú emitovať „navyše“. ” neutróny z ich zloženia, ktoré narúšajú ich stabilitu, a to sa stane v čase rádovo 10 -15 - 10 -13 s, čo sa rádovo zhoduje s časom, keď jadro zlúčeniny zostane v excitovanom stave. Táto zhoda okolností dala podnet k myšlienke, že sa objavujú štiepne neutróny nie z excitovaných štiepnych fragmentov presýtených neutrónmi po skončení štiepenia, ale priamo v tom krátkom časovom období, počas ktorého dochádza k jadrovému štiepeniu.Že nie je po akt rozdelenia, a počas tento akt, akoby súčasne s deštrukciou jadra. Z rovnakého dôvodu sa tieto neutróny často nazývajú rýchle neutróny.

Analýza možných kombinácií protónov a neutrónov v stabilných jadrách rôznych atómových hmotností (spomeňte si na diagram stabilných jadier) a ich porovnanie s kvalitatívnym zložením štiepnych produktov ukázali, že pravdepodobnosť vznikuudržateľný Počas štiepenia je veľmi málo fragmentov. To znamená, že veľká väčšina fragmentov sa rodí nestabilné a môže emitovať jeden, dva, tri alebo dokonca viac „extra“ štiepnych neutrónov pre svoju stabilitu a je jasné, že každý špecifický excitovaný fragment musí emitovať svoj vlastný, presne definovaný, počet štiepnych neutrónov „navyše“ pre jeho stabilitu.

Ale keďže každý fragment s veľkým počtom štiepení má presne definovaný špecifický výťažok, potom pri určitom veľkom počte štiepení bude istý aj počet vytvorených štiepnych fragmentov každého typu, a teda aj počet štiepnych neutrónov emitovaných fragmenty každého typu budú tiež isté a, To znamená, že ich celkový počet bude tiež istý. Vydelením celkového počtu neutrónov vytvorených pri štiepeniach počtom štiepení, pri ktorých boli vyrobené, by sme mali dostať priemerný počet štiepnych neutrónov emitovaných pri jednej štiepnej udalosti, ktorý by na základe vyššie uvedenej úvahy mal byť tiež striktne definovaný a konštantná pre každý typ štiepneho nuklidu. Označuje sa táto fyzikálna konštanta štiepneho nuklidu .

Podľa údajov z roku 1998 (hodnota tejto konštanty sa pravidelne aktualizuje na základe výsledkov analýzy fyzikálnych experimentov po celom svete) pri štiepení pod vplyvom tepelných neutrónov

Pre urán-235 5 = 2.416,

Pre plutónium-239 9 = 2.862,

Pre plutónium-241 1 = 2,938 atď.

Užitočná je posledná poznámka: hodnota konštanty  závisí výrazne od veľkosti kinetickej energie neutrónov spôsobujúcich štiepenie a keď sa táto zvyšuje, zvyšuje sa približne priamo úmerne k E.

Pre dva najdôležitejšie štiepne nuklidy sú približné závislosti (E) opísané empirickými výrazmi:

Pre urán-235 5 (E) = 2.416 + 0.1337 E;

Pre plutónium-239 9 (E) = 2.862 + 0.1357 E.

*) Neutrónová energia E je nahradená v [MeV].

Hodnota konštanty  vypočítaná pomocou týchto empirických vzorcov môže teda pri rôznych energiách neutrónov dosiahnuť tieto hodnoty:

Prvou charakteristikou štiepnych neutrónov emitovaných počas štiepenia špecifických štiepnych nuklidov je teda vlastná priemerný počet štiepnych neutrónov produkovaných pri štiepnej udalosti.

Je fakt, že pre všetky štiepne nuklidy > 1, vytvára predpoklad pre uskutočniteľnosť reťaz neutrónová štiepna reakcia. Je jasné, že realizovať samoudržiavacia štiepna reťazová reakcia je potrebné vytvárať podmienky, aby jeden z  neutrónov získaných pri štiepnom akte určite volalaďalšie delenie iného jadra a odpočinok (- 1) nejako neutróny vylúčené z procesu jadrového štiepenia. V opačnom prípade sa intenzita rozdelenia časom zvýši ako lavína (čo sa deje v atómová bomba).

Keďže je dnes známe, že hodnota konštanty sa zvyšuje so zvyšujúcou sa energiou štiepnych neutrónov, vzniká logická otázka: s akou kinetickou energiou narodenýštiepne neutróny?

Odpoveď na túto otázku dáva druhá charakteristika štiepnych neutrónov, tzv energetické spektrum štiepnych neutrónov a predstavujúci distribučnú funkciu štiepnych neutrónov nad ich kinetickými energiami.

Ak sa v jednotke (1 cm3) objaví v určitom časovom okamihu objem média nštiepne neutróny všetkých možných energií, teda normalizované energetické spektrum je funkciou množstva energie E, ktorej hodnota pri akejkoľvek konkrétnej hodnote E ukazuje akú časť (podiel) všetkých týchto neutrónov tvoria neutróny s energiami elementárneho intervalu dE blízko energie E. Inými slovami, hovoríme o výraze

Rozloženie energie štiepnych neutrónov je opísané pomerne presne Wattova spektrálna funkcia(Watt):

n(E) = 0.4839
, (2.2.2)

ktorého grafické znázornenie je na obr. 2.8. na ďalšej strane.

Wattovo spektrum ukazuje, že aj keď sa štiepne neutróny vyrábajú s veľmi rozdielnymi energiami, ktoré ležia vo veľmi širokom rozsahu, väčšina neutrónov má počiatočnú energiu,rovná E nv = 0,7104 MeV, čo zodpovedá maximu Wattovej spektrálnej funkcie. V zmysle, táto hodnota je najpravdepodobnejšia energia štiepnych neutrónov.

Ďalšou veličinou charakterizujúcou energetické spektrum štiepnych neutrónov je priemerná energia štiepnych neutrónov , teda množstvo energie, ktorú by mal každý štiepny neutrón, keby sa celková skutočná energia všetkých štiepnych neutrónov rovnomerne rozdelila medzi ne:

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

Dosadením výrazu (2.2.2) do (2.2.3) dostaneme hodnotu priemernej energie štiepnych neutrónov

E St = 2,0 MeV

A to znamená, že skoro všetko sa rodia štiepne neutróny rýchlo(teda s energiami E > 0.1 MeV). Ale produkuje sa málo rýchlych neutrónov s relatívne vysokou kinetickou energiou (menej ako 1%), hoci sa objavuje značný počet štiepnych neutrónov s energiami do 18 - 20 MeV.

0 1 2 3 4 5 E, MeV

Obr.2.8. Energetické spektrum štiepnych neutrónov je Wattovo spektrum.

Spektrá štiepnych neutrónov pre rôzne štiepne nuklidy sa navzájom líšia mierne. Povedzme, že pre nuklidy 235 U a 239 Pu, ktoré nás primárne zaujímajú, sú hodnoty priemerných energií štiepnych neutrónov (opravené na základe výsledkov fyzikálnych experimentov):

Eav = 1,935 MeV - pre 235 U a Eav = 2,00 MeV - pre 239 Pu

Hodnota priemernej energie spektra štiepnych neutrónov sa zvyšuje so zvyšujúcou sa energiou neutrónov spôsobujúcich štiepenie, ale tento nárast je nevýznamný(aspoň v rozsahu 10 - 12 MeV). To nám umožňuje ignorovať to a približne vypočítať energetické spektrum štiepnych neutrónov jednotné pre rôzne jadrové palivá a pre rôzne spektrum (rýchle, stredné a tepelné) reaktory.

Pre urán-238 sa aj napriek prahovej povahe jeho štiepenia spektrum štiepnych neutrónov prakticky zhoduje s výrazom(2.2.2) a závislosť priemerného počtu štiepnych neutrónov 8 z energie neutrónov spôsobujúcich štiepenie - aj prakticky lineárne pri energiách nad prahom ( E P = 1.1 MeV):

8 (E) = 2.409 + 0.1389E. (2.2.4)

2.2.3. Rádioaktivita štiepnych fragmentov. Už bolo povedané, že bolo identifikovaných asi 600 typov štiepnych fragmentov, ktoré sa líšia hmotnosťou a protónovým nábojom, a že prakticky Všetky rodia savelmi nadseny .

Záležitosť je ďalej komplikovaná skutočnosťou, že nesú značné vzrušenie a po emisie štiepnych neutrónov. Preto v prirodzenej túžbe po stabilite pokračujú v „odhadzovaní“ prebytočnej energie nad úroveň základného stavu, kým túto úroveň nedosiahnu.

Tento výboj sa uskutočňuje sekvenčnou emisiou fragmentov všetkých typov rádioaktívneho žiarenia (alfa, beta a gama žiarenia) a pre rôzne fragmenty sa rôzne typy rádioaktívneho rozpadu vyskytujú v rôznych sekvenciách a (v dôsledku rozdielov v hodnotách rozpadových konštánt ) sa časovo rozťahujú v rôznej miere.

V fungujúcom jadrovom reaktore teda nielen proces úspory rádioaktívnych úlomkov, ale aj proces ich kontinuálneho transformácia: je známe veľké množstvo reťaze postupné transformácie, ktoré v konečnom dôsledku vedú k vytvoreniu stabilných jadier, ale všetky tieto procesy vyžadujú rôzne časy, pre niektoré reťazce - veľmi krátke a pre iné - dosť dlhé.

Preto rádioaktívne žiarenie nesprevádza len štiepnu reakciu v pracovné reaktora, ale sú emitované palivom aj dlhý čas po jeho odstavení.

Tento faktor po prvé spôsobuje zvláštny druh fyzického nebezpečenstva - nebezpečenstvo vystavenie personálu, obsluha reaktorovej inštalácie, stručne označovaná ako radiačné nebezpečenstvo. To núti konštruktérov reaktorových elektrární, aby zabezpečili životné prostredie. biologická ochrana, umiestniť ho do miestností izolovaných od okolia a prijať množstvo ďalších opatrení na elimináciu možnosti nebezpečnej expozície osôb a rádioaktívnej kontaminácie prostredia.

Po druhé, po odstavení reaktora všetky druhy rádioaktívneho žiarenia, aj keď ich intenzita klesá, naďalej interagujú s materiálmi aktívnej zóny a podobne ako samotné štiepne fragmenty v počiatočnom období svojej voľnej existencie odovzdávajú svoju kinetickú energiu atómy jadrového média, zvýšenie ich priemernej kinetickej energie. Teda v reaktore po jeho odstavení rozpadové teplo .

Je ľahké pochopiť, že sila uvoľneného zvyškového tepla v reaktore v momente odstavenia je priamo úmerná počtu úlomkov nahromadených počas prevádzky reaktora v danom momente a rýchlosť jeho poklesu je následne určená polčasy týchto fragmentov. Z toho, čo bolo povedané, vyplýva ďalší negatívne faktor spôsobený rádioaktivitou štiepnych fragmentov - nevyhnutnosťdlhý termínukľudnenie aktívnej zóny reaktora po odstavení za účelom odvádzania zvyškového tepla a s tým je spojená značná spotreba elektrickej energie a životnosť motora obehového zariadenia.

Vznik rádioaktívnych fragmentov počas štiepenia v reaktore je teda hlavne fenomén negatívne, ale... každý obláčik má strieborný okraj!

V rádioaktívnych premenách štiepnych fragmentov je tiež možné vidieť pozitívne aspekt, že jadrové reaktory doslova vďačí za svoju existenciu . Faktom je, že z veľkého množstva štiepnych fragmentov existuje asi 60 typov, ktoré sa po prvom -rozpade stávajú neutronaktívne , schopný vyžarovať tzv zaostávanie neutróny. V reaktore je emitovaných pomerne málo oneskorených neutrónov (cca 0,6 % z celkového počtu generovaných neutrónov), ale práve vďaka ich existencii je možné bezpečné riadenie nukleárny reaktor; Presvedčíme sa o tom pri štúdiu kinetiky jadrového reaktora.

2.2.4. Uvoľňovanie energie počas štiepenia. Reakcia jadrového štiepenia vo fyzike je jedným z jasných potvrdení hypotézy A. Einsteina o vzťahu medzi hmotnosťou a energiou, ktorá je vo vzťahu k jadrovému štiepeniu formulovaná nasledovne:

Množstvo energie uvoľnenej počas jadrového štiepenia je priamo úmerné veľkosti hmotnostného defektu a koeficient úmernosti v tomto vzťahu je druhou mocninou rýchlosti svetla:

E= mс 2

Pri jadrovom štiepení je prebytok (defekt) hmoty definovaný ako rozdiel súčtu pokojových hmotností počiatočných produktov štiepnej reakcie (t.j. jadra a neutrónu) a výsledných produktov jadrového štiepenia (štiepne fragmenty, štiepenie neutróny a iné mikročastice emitované počas procesu štiepenia a po ňom).

Spektroskopická analýza umožnila určiť väčšinu štiepnych produktov a ich špecifické výťažky. Na tomto základe sa ukázalo, že nie je také ťažké vypočítať súkromné veľkosť hmotnostných defektov pre rôzne výsledky štiepenia jadier uránu-235 a z nich - vypočítajte priemerné množstvo energie uvoľnenej pri jednom štiepení, ktoré sa ukázalo byť blízko

mc 2 = 200 MeV

Stačí porovnať túto hodnotu s energiou uvoľnenou pri akte jednej z najviac endotermických chemický reakcie - oxidačné reakcie raketového paliva (hodnota menšia ako 10 eV) - pochopiť, že na úrovni mikroskopických objektov (atómov, jadier) 200 MeV - veľmi vysoká energia: je najmenej o osem rádov (100 miliónov krát) väčšia ako energia získaná chemickými reakciami.

Energia štiepenia sa rozptýli z objemu, kde došlo k štiepeniu jadra, prostredníctvom rôznych materiálov dopravcov: štiepne fragmenty, štiepne neutróny, - a -častice, -kvantá a dokonca neutrína a antineutrína.

Rozloženie štiepnej energie medzi materiálovými nosičmi pri štiepení jadier 235 U a 239 Pu je uvedené v tabuľke 2.1.

Tabuľka 2.1. Rozdelenie energie štiepenia jadier uránu-235 a plutónia-239 medzi produkty štiepenia.

Štiepne nosiče energie

Plutónium-239

1. Kinetická energia štiepnych fragmentov

2. Kinetická energia štiepnych neutrónov

3. Energia okamžitých gama kvánt

4. Energia -kvantát zo štiepnych produktov

5. Kinetická energia -žiarenia fragmentov

6. Antineutrínová energia

Rôzne zložky štiepnej energie sa premieňajú na teplo nie v rovnakom čase.

Prvé tri zložky sa premenia na teplo v čase kratšom ako 0,1 s (počítajúc od okamihu delenia), a preto sa nazývajú okamžité zdroje uvoľňovania tepla.

- a -žiarenia zo štiepnych produktov sú emitované excitovanými fragmentmi s najrozmanitejšie polčasy rozpadu(od niekoľkých zlomkov sekundy až po niekoľko desiatok dní, ak vezmeme do úvahy iba fragmenty s znateľný špecifický výnos), a teda proces uvedený vyššie rozpadové teplo, ktorá je práve spôsobená rádioaktívnymi emisiami zo štiepnych produktov, môže trvať aj desiatky dní po odstavení reaktora.

*) Podľa veľmi hrubých odhadov výkon uvoľneného zvyškového tepla v reaktore po jeho odstavení klesá v prvej minúte - o 30-35%, po prvej hodine odstavenia reaktora je to približne 30% výkonu. pri ktorých reaktor fungoval pred odstavením a po prvom dni parkovania - približne 25 percent. Je jasné, že zastavenie núteného chladenia reaktora za takýchto podmienok neprichádza do úvahy, pretože Aj krátkodobé zastavenie cirkulácie chladiacej kvapaliny v aktívnej zóne je spojené s nebezpečenstvom tepelnej deštrukcie palivových článkov. Až po niekoľkých dňoch núteného chladenia reaktora, keď sa výkon uvoľňovania zvyškového tepla zníži na úroveň chladiva odobraného prirodzenou konvekciou, je možné zastaviť cirkulačné prostriedky primárneho okruhu.

Druhá praktická otázka pre inžiniera: kde a aká časť štiepnej energie sa v reaktore premení na teplo? - pretože je to kvôli potrebe zorganizovať vyvážený odvod tepla z jeho rôznych vnútorných častí, navrhnutých v rôznych technologických prevedeniach.

Zloženie paliva, ktorý obsahuje štiepne nuklidy, je obsiahnutý v utesnených obaloch, ktoré zabraňujú uvoľneniu vytvorených úlomkov z palivového zloženia palivových článkov (palivových článkov) do chladiacej kvapaliny, ktorá ich ochladzuje. A ak štiepne úlomky v pracovnom reaktore neopustia palivové články, je zrejmé, že kinetická energia úlomkov a slabo prenikajúcich -častíc sa premení na teplo. vnútri palivových tyčí.

Energie štiepnych neutrónov a -žiarenia sa premieňajú na teplo iba vo vnútri palivových článkov čiastočne: penetračná schopnosť neutrónov a -žiarenia vytvára strhávanie väčšina ich počiatočnej kinetickej energie pochádza z ich rodísk.

Poznanie presnej hodnoty štiepnej energie a jej podielu na výslednom teple vnútri palivových článkov má veľký praktický význam, čo umožňuje vypočítať ďalšiu prakticky dôležitú charakteristiku tzv. špecifické objemové uvoľnenie tepla v palive palivovej tyče (q v).

Napríklad, ak je známe, že v 1 cm3 palivového zloženia palivového prvku sa za 1 s R f štiepenia jadier uránu-235, potom je zrejmé: množstvo tepelnej energie generované každú sekundu v tomto jednotkovom objeme (= tepelný výkon 1 cm 3 paliva) je merné objemové uvoľnenie tepla (resp. energetickej náročnosti) palivo a táto hodnota sa bude rovnať:

q v = 0.9 . E . R f (2.2.5)

Podiel štiepnej energie prijatej vo forme tepla mimo palivových článkov v aktívnej zóne reaktora závisí od jeho typu a konštrukcie a pohybuje sa v rozmedzí (6  9) % z celkovej štiepnej energie. (Napríklad pre VVER-1000 je táto hodnota približne 8,3 % a pre RBMK-1000 je to približne 7 %).

Podiel celkového uvoľneného tepla v objeme jadra na celkovej energii štiepenia je teda 0,96  0,99, t.j. s technickou precíznosťou sa zhoduje s celkovou energiou štiepenia.

Z toho vyplýva ďalšia technická charakteristika aktívnej zóny reaktora:

- priemerná energetická náročnosť jadra(q v) az - tepelná energia prijatá na jednotku objemu aktívnej zóny:

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

Keďže energia je 1 MeV v sústave SI zodpovedá 1,602. 10 -13 J, potom hodnota energetickej náročnosti aktívnej zóny reaktora:

(q v) az  3,204. 10 -11 R f .

Ak je teda známa hodnota priemernej energetickej náročnosti na objem jadra, potom tepelný výkon reaktora bude zrejme:

Q p= (qv) az. V az 3,204. 10-11 . R f . V az [W] (2.2.7)

Tepelný výkon reaktora je priamo úmerný priemerná rýchlosť

štiepne reakcie v jeho jadre.

Praktický dôsledok : Chcete, aby reaktor fungovalkonštantná úroveň výkonu? - Vytvorte v ňom také podmienky, aby došlo k štiepnej reakcii v jeho aktívnej zóne s konštantnou priemernou rýchlosťou v priebehu času. Potrebujete zvýšiť (znížiť) výkon reaktora? - Nájdite spôsoby, ako zodpovedajúcim spôsobom zvýšiť (alebo znížiť) rýchlosť reakcie de leniya. Toto je primárny význam riadenia výkonu jadrového reaktora.

Uvažované vzťahy a závery sa javia ako zrejmé len v najjednoduchšom prípade, keď palivovou zložkou v reaktore je jeden urán-235. Avšak zopakovanie zdôvodnenia pre reaktor s viaczložkový zloženie paliva, je ľahké overiť úmernosť priemernej rýchlosti štiepnej reakcie a tepelného výkonu reaktora v najvšeobecnejšom prípade.

Teda tepelný výkon reaktora a rozvod tepla v jeho jadre sú priamo úmerné rozdeleniu rýchlosti štiepnej reakcie na objem palivového zloženia aktívnej zóny reaktora.

Ale z toho, čo bolo povedané, je tiež jasné, že rýchlosť štiepnej reakcie musí súvisieť s počtom voľných neutrónov v prostredí jadra, keďže práve ony (voľné neutróny) spôsobujú štiepne reakcie, radiačný záchyt, rozptyl a iné neutrónové reakcie. Inými slovami, rýchlosť štiepnej reakcie, uvoľnenie energie v aktívnej zóne a tepelný výkon reaktora musia jednoznačne súvisieť s charakteristiky neutrónového poľa vo svojom objeme.

Po vykonaní nekontrolovanej reťazovej reakcie, ktorá umožnila získať gigantické množstvo energie, si vedci dali za úlohu zaviesť riadenú reťazovú reakciu. Podstata riadenej reťazovej reakcie spočíva v schopnosti ovládať neutróny. Tento princíp bol úspešne aplikovaný v jadrových elektrárňach (JE).

Energia štiepenia jadier uránu sa využíva v jadrových elektrárňach (JE). Proces štiepenia uránu je veľmi nebezpečný. Preto sú jadrové reaktory obklopené hustými ochrannými plášťami. Bežným typom reaktora je tlaková voda.

Chladivom je voda. Studená voda vstupuje do reaktora pod veľmi vysokým tlakom, čo zabraňuje jej varu.

Studená voda prechádzajúca jadrom reaktora pôsobí aj ako moderátor – spomaľuje rýchle neutróny tak, aby zasiahli jadrá uránu a vyvolali reťazovú reakciu.

Jadrové palivo (urán) sa nachádza v aktívnej zóne vo forme tyčí palivových článkov. Palivové tyče v zostave sa striedajú s riadiacimi tyčami, ktoré regulujú rýchlosť jadrového štiepenia pohlcovaním rýchlych neutrónov.

Štiepením sa uvoľňuje veľké množstvo tepla. Ohriata voda opúšťa AZ pod tlakom s teplotou 300°C a vstupuje do elektrárne, v ktorej sú umiestnené generátory a turbíny.

Horúca voda z reaktora ohrieva vodu sekundárneho okruhu do varu. Para smeruje na lopatky turbíny a roztáča ju. Otočný hriadeľ prenáša energiu do generátora. V generátore sa mechanická rotačná energia premieňa na elektrickú energiu. Para sa ochladzuje a voda sa vracia späť do reaktora.

Výsledkom týchto zložitých procesov je, že jadrová elektráreň vyrába elektrický prúd.

Ako vidíte, štiepny izotop sa nachádza v palivových tyčiach umiestnených v aktívnej zóne reaktora a tvorí kritickú masu. Jadrová reakcia je riadená pomocou regulačných tyčí vyrobených z bóru alebo kadmia. Regulačné tyče, podobne ako palivové tyče, sú umiestnené v aktívnej zóne reaktora a ako špongia absorbujúca vodu pôsobia na neutróny a pohlcujú ich. Operátor JE úpravou počtu regulačných tyčí v aktívnej zóne reaktora riadi rýchlosť jadrového procesu: spomaľuje ho spúšťaním riadiacich tyčí do aktívnej zóny reaktora; alebo ho zrýchli zdvihnutím tyčí.

Zdalo by sa, že všetko je úžasné – jadrová energia je nevyčerpateľný high-tech zdroj elektriny a je to budúcnosť. To si ľudia do 26. augusta 1986 mysleli. Nehoda na štvrtom bloku jadrovej elektrárne v Černobyle obrátila všetko hore nohami - ukázalo sa, že „pokojný“ atóm nie je taký pokojný, ak sa s ním zaobchádzalo pohŕdavo.

Bolo o tom napísaných pomerne veľa materiálov. Tu bude uvedená kvintesencia (kondenzovaná podstata) katastrofy.

Hlavné príčiny havárie 4. energetického bloku jadrovej elektrárne v Černobyle:

  1. Nedostatočne premyslený program technologického experimentu na dobehu turbogenerátora;
  2. Chybné výpočty zo strany vývojárov jadrového reaktora RBMK, kde významnú úlohu zohral nedostatok prevádzkových informácií v riadiacom systéme o rezerve reaktivity v aktívnej zóne;
  3. „Slobody“ personálu jadrovej elektrárne, ktorý uskutočnil experiment a umožnil odchýlky od predpisov pre vykonávanú prácu.

To všetko spolu viedlo ku katastrofe. Medzi odborníkmi, ktorí vyšetrovali udalosti v Černobyle, bolo niečo ako tento vzorec: „operátorom sa podarilo vyhodiť do vzduchu blok a reaktor im to umožnil“. Časť viny za Černobyľ leží takmer na každom – a na fyzikoch, ktorí vykonávajú výpočty pomocou zjednodušených modelov, a na inštalatéroch, ktorí nedbalo zvárajú švy, a na operátoroch, ktorí si dovolia ignorovať pracovné predpisy.

Anatómia havárie v Černobyle v skratke

1. Výkon reaktora sa nechal klesnúť na veľmi malú hodnotu (približne 1 % nominálnej hodnoty). To je pre reaktor „zlé“, pretože spadne do „jódovej jamy“ a začne sa otrava reaktora xenónom. Podľa „normálneho“ prístupu bolo nevyhnutné odstaviť reaktor, ale v tomto prípade by sa experiment s dobehom turbíny neuskutočnil so všetkými z toho vyplývajúcimi administratívnymi dôsledkami. V dôsledku toho sa personál JE Černobyľ rozhodol zvýšiť výkon reaktora a pokračovať v experimente.

2. Z vyššie uvedeného materiálu je zrejmé, že operátor jadrovej elektrárne môže riadiť rýchlosť jadrovej reakcie (výkon reaktora) pohybom regulačných tyčí do aktívnej zóny reaktora. Na zvýšenie výkonu reaktora (na dokončenie experimentu) boli z aktívnej zóny reaktora odstránené takmer všetky riadiace tyče.

Aby bolo čitateľovi, ktorý nie je oboznámený s „jadrovými jemnosťami“ jasnejšie, môžeme uviesť nasledujúcu analógiu s bremenom zaveseným na pružine:

  • Zaťaženie (alebo skôr jeho poloha) je výkonom reaktora;
  • Pružina je prostriedkom na riadenie záťaže (výkon reaktora).
  • V normálnej polohe sú zaťaženie a pružina v rovnováhe - zaťaženie je v určitej výške a pružina je natiahnutá o určitú hodnotu.
  • Keď vypadla energia reaktora („jódová jama“), náklad klesol na zem (a išiel veľmi silno).
  • Na „vytiahnutie“ reaktora obsluha „vytiahla pružinu“ (vytiahla riadiace tyče; bolo však potrebné urobiť pravý opak – vložiť všetky tyče a reaktor odstaviť, t.j. uvoľniť pružinu tak, aby náklad spadne na zem). Ale systém záťažovej pružiny má určitú zotrvačnosť a nejaký čas po tom, čo operátor začal vyťahovať pružinu nahor, sa záťaž stále pohybuje smerom nadol. A operátor pokračuje v ťahaní hore.
  • Konečne sa záťaž dostane do najnižšieho bodu a pod vplyvom (už slušných) síl pružiny sa začne pohybovať nahor – výkon reaktora začne prudko narastať. Náklad letí nahor stále rýchlejšie (nekontrolovaná reťazová reakcia s uvoľnením obrovského množstva tepla) a obsluha už nedokáže nič urobiť, aby uhasila zotrvačnosť pohybu bremena nahor. Výsledkom je, že bremeno zasiahne operátora do čela.

Áno, prevádzkovatelia jadrových elektrární v Černobyle, ktorí dovolili explózii energetického bloku, zaplatili za svoju chybu najvyššiu cenu – svoje životy.

Prečo personál JE Černobyľ konal týmto spôsobom? Jedným z dôvodov bola skutočnosť, že riadiaci systém jadrového reaktora neposkytoval prevádzkovateľovi prevádzkové informácie o nebezpečných procesoch prebiehajúcich v reaktore.

Takto začína svoju knihu A.S. Dyatlov "Černobyľ. Ako sa to stalo":

26. apríla 1986, o hodine, dvadsiatich troch minútach a štyridsiatich sekundách, vedúci zmeny bloku č.4 Černobyľskej jadrovej elektrárne Alexander Akimov nariadil odstavenie reaktora po ukončení vykonaných prác. pred odstavením pohonnej jednotky na plánované opravy. Príkaz bol vydaný v pokojnom pracovnom prostredí, systém centralizovaného riadenia nezaznamená ani jeden havarijný alebo varovný signál o odchýlkach parametrov reaktora alebo obslužných systémov. Operátor reaktora Leonid Toptunov odstránil uzáver z tlačidla AZ, ktorý chráni pred náhodným chybným stlačením, a stlačil tlačidlo. Na tento signál sa 187 riadiacich tyčí reaktora začalo pohybovať dole do aktívnej zóny. Svetlá podsvietenia na mnemotechnickej tabuli sa rozsvietili a šípky ukazovateľov polohy tyče sa začali pohybovať. Alexander Akimov, stojaci napoly otočený k ovládaciemu panelu reaktora, si to všimol, tiež videl, že „zajačikovia“ indikátorov nerovnováhy AR „vybehli doľava“ (jeho výraz), ako by to malo byť, čo znamenalo zníženie výkon reaktora, otočený na bezpečnostný panel, za ktorým som v experimente pozoroval.
Potom sa však stalo niečo, čo nedokázala predvídať ani najdivokejšia fantázia. Po miernom poklese sa výkon reaktora zrazu začal zvyšovať stále väčšou rýchlosťou a objavili sa poplašné signály. L. Toptunov kričal o núdzovom zvýšení výkonu. Nebol však schopný nič urobiť. Stačilo podržať tlačidlo AZ, riadiace tyče prešli do aktívnej zóny. Iné prostriedky nemá k dispozícii. A všetci ostatní tiež. A. Akimov ostro zakričal: "Vypnite reaktor!" Skočil k ovládaciemu panelu a vypol elektromagnetické spojky pohonov riadiacej tyče. Akcia je správna, ale zbytočná. Veď logika CPS, teda všetky jej prvky logických obvodov fungovali správne, prúty išli do zóny. Teraz je to jasné - po stlačení tlačidla AZ neboli žiadne správne akcie, neboli žiadne prostriedky na záchranu. Iná logika zlyhala!
S krátkym odstupom nasledovali dva silné výbuchy. Prúty AZ sa prestali pohybovať bez toho, aby prešli čo i len do polovice. Nemali kam inam ísť.
O hodinu, dvadsaťtri minút a štyridsaťsedem sekúnd bol reaktor zničený nábehom energie pomocou rýchlych neutrónov. Toto je kolaps, konečná katastrofa, ktorá sa môže stať v energetickom reaktore. Nechápali to, nepripravovali sa na to, neboli zabezpečené žiadne technické opatrenia na lokalizáciu na bloku a stanici...

To znamená, že pár sekúnd pred katastrofou personál ani netušil, že sa blíži nebezpečenstvo! Koniec celej tejto absurdnej situácie bolo stlačenie núdzového tlačidla, po ktorom došlo k výbuchu – uháňate v aute a pred prekážkou stlačíte brzdu, no auto ešte viac zrýchli a narazí do prekážky. Aby sme boli spravodliví, treba povedať, že stlačenie núdzového tlačidla nemohlo situáciu nijako ovplyvniť – len o pár momentov urýchlilo nevyhnutný výbuch reaktora, no faktom zostáva – núdzová ochrana vyhodila do vzduchu reaktor !

Vplyv žiarenia na človeka

Prečo sú jadrové katastrofy spôsobené človekom (nehovoriac o jadrových zbraniach) také nebezpečné?

Okrem uvoľnenia obrovského množstva energie, ktoré vedie k veľkej deštrukcii, sú jadrové reakcie sprevádzané radiáciou a v dôsledku toho radiačnou kontamináciou oblasti.

Prečo je žiarenie pre živý organizmus také škodlivé? Ak by to neprinieslo takú škodu všetkým živým veciam, všetci by už dávno zabudli na haváriu v Černobyle a atómové bomby by boli hádzané zľava a sprava.

Žiarenie ničí bunky živého organizmu dvoma spôsobmi:

  1. v dôsledku zahrievania (žiarenie);
  2. v dôsledku ionizácie buniek (choroba z ožiarenia).

Rádioaktívne častice a samotné žiarenie majú vysokú kinetickú energiu. Žiarenie vytvára teplo. Toto teplo, podobne ako spálenie slnkom, spôsobuje radiačné popáleniny, ktoré ničia telesné tkanivá.

Schematický diagram jadrového reaktora využívajúci tepelné (pomalé) neutróny je na obr. 5.1, tu 1 - regulačné tyče, 2 - biologická ochrana, 3 - tepelná ochrana, 4 - moderátor, 5 - jadrové palivo (palivové tyče).

Keď neutrón zasiahne jadro izotopu uránu 235, rozdelí sa na dve časti a uvoľní sa niekoľko (2,5-3) nových sekundárnych neutrónov.. Aby sa reťazová reakcia v jadrovom reaktore udržala, je potrebné, aby množstvo jadrového paliva v jadre reaktora nebolo menšie ako kritické. Reaktor musí obsahovať toto množstvo 235U takže v priemere aspoň jeden z výsledných neutrónov pri každej štiepnej udalosti môže spôsobiť ďalšiu štiepnu udalosť predtým, ako opustí jadro reaktora.

Obrázok 5.1. Schematický diagram tepelného neutrónového jadrového reaktora

Ak sa počet neutrónov udržiava konštantný, potom bude mať štiepna reakcia stacionárny charakter. Čím vyššia je úroveň počtu existujúcich neutrónov v ustálenom stave, tým väčší je výkon reaktora. Výkon 1 MW zodpovedá reťazovej reakcii, pri ktorej dôjde k 3 10 16 deleniam za 1 sekundu.

Ak sa počet neutrónov zvýši, dôjde k tepelnému výbuchu, ak sa zníži, reakcia sa zastaví. Rýchlosť reakcie je riadená pomocou ovládacích tyčí 1.

Súčasný stav jadrového reaktora možno charakterizovať ako efektívny multiplikačný faktor neutrónov alebo reaktivita, ktoré sú vzájomne prepojené vzťahom:

Pre tieto množstvá sú typické nasledujúce hodnoty:

· - reťazová reakcia sa časom zvyšuje, reaktor je v superkritickom stave, jeho reaktivita;

· , - počet jadrových štiepení je konštantný, reaktor je v stabilnom kritickom stave.

Jadrový reaktor môže pracovať pri danom výkone dlhodobo len vtedy, ak má na začiatku prevádzky rezervu reaktivity. Počas prevádzky jadrového reaktora dochádza v dôsledku hromadenia štiepnych fragmentov v palive k zmenám jeho izotopového a chemického zloženia a vznikajú transuránové prvky, hlavne Pu. Procesy prebiehajúce v reaktore znižujú možnosť reťazovej reakcie štiepenia atómových jadier.

Na udržanie a realizáciu reťazovej reakcie je potrebné obmedziť absorpciu neutrónov materiálmi obklopujúcimi jadro reaktora. To sa dosahuje použitím materiálov (na biologickú 2 a tepelnú 3 ochranu), ktoré aspoň čiastočne (ideálne 50 %) odrážajú neutróny, t.j. neabsorboval ich. Zvlášť dôležitý je výber chladiva používaného na prenos tepla z aktívnej zóny do turbíny.

Neutróny vznikajúce v dôsledku štiepenia môžu byť rýchle (vysoká rýchlosť) alebo pomalé (tepelné). Pravdepodobnosť zachytenia pomalého neutrónu jadrom 235U a jeho následné štiepenie je väčšie ako u rýchleho neutrónu. Preto sú palivové tyče 5 obklopené špeciálnymi moderátormi 4, ktoré spomaľujú neutróny a slabo ich absorbujú. Na zníženie úniku neutrónov z reaktora je vybavený reflektorom. Najčastejšie používané moderátory a reflektory sú grafitové, ťažké ( D2O), obyčajná voda atď.

Počet existujúcich stacionárnych neutrónov určuje počet vytvorených fragmentov jadrového štiepenia, ktoré odlietajú rôznymi smermi obrovskou rýchlosťou. Brzdenie úlomkov vedie k zahrievaniu paliva a stien palivových tyčí. Na odstránenie tohto tepla sa reaktor napája chladiaca kvapalina, ktorej ohrev je účelom reaktora. Funkciu často plní tá istá látka, napríklad obyčajná voda chladiaca kvapalina, moderátor a reflektor. Voda sa do reaktora dodáva pomocou hlavné obehové čerpadlá(MCP).

Zdieľam:

Podobné články