"мирний атом. Принцип роботи ядерного реактора Пояснення нового матеріалу

Назад вперед

Увага! Попередній перегляд слайдів використовується виключно для ознайомлення та може не давати уявлення про всі можливості презентації. Якщо вас зацікавила ця робота, будь ласка, завантажте повну версію.

Цілі уроку:

• Освітні: актуалізація наявних знань; продовжити формування понять: розподіл ядер урану, ланцюгова ядерна реакція, умови її перебігу, критична маса; запровадити нові поняття: ядерний реактор, основні елементи ядерного реактора, влаштування ядерного реактора та принцип його дії, управління ядерною реакцією, класифікація ядерних реакторів та їх використання;
• Розвиваючі: продовжити формування умінь спостерігати та робити висновки, а також розвивати інтелектуальні здібності та допитливість учнів;
• Виховні: продовжити виховання ставлення до фізики як до експериментальної науки; виховувати сумлінне ставлення до праці, дисциплінованість, позитивне ставлення до знань.

Тип уроку:Вивчення нового матеріалу.

Обладнання:мультимедійне встановлення.

Хід уроку

1. Організаційний момент.

Хлопці! Сьогодні на уроці ми з вами повторимо поділ ядер урану, ланцюгову ядерну реакцію, умови її перебігу, критичну масу, дізнаємося, що таке ядерний реактор, основні елементи ядерного реактора, пристрій ядерного реактора та принцип його дії, управління ядерною реакцією, класифікацію ядерних реакторів та їх використання.

2. Перевірка вивченого матеріалу.

1. Механізм поділу ядер урану.
2. Розкажіть про механізм протікання ланцюгової ядерної реакції.
3. Наведіть приклад ядерної реакції розподілу ядра урану.
4. Що називається критичною масою?
5. Як іде ланцюгова реакція в урані, якщо його маса менша за критичну, більша за критичну?
6. Чому дорівнює критична маса урану 295, чи можна зменшити критичну масу?
7. Якими способами можна змінити хід ланцюгової ядерної реакції?
8. З якою метою уповільнюють швидкі нейтрони?
9. Які речовини використовують як сповільнювачі?
10. За рахунок яких факторів можна збільшити кількість вільних нейтронів у шматку урану, забезпечивши цим можливість протікання в ньому реакції?

3. Пояснення нового матеріалу.

Хлопці, дайте відповідь на таке запитання: А що є головною частиною будь-якої атомної електростанції? ( ядерний реактор)

Молодці. Отже, хлопці зараз докладніше зупинимося на цьому питанні.

Історична довідка.

Ігор Васильович Курчатов- видатний радянський фізик, академік, засновник і перший директор Інституту атомної енергії з 1943 по 1960, головний науковий керівник атомної проблеми в СРСР, один з основоположників використання ядерної енергії в мирних цілях. Академік АН СРСР (1943). Випробування першої атомної радянської бомби проводилися 1949 року. Через чотири роки проводилися успішні випробування першої у світі водневої бомби. А 1949 року Ігор Васильович Курчатов розпочав роботу над проектом атомної електростанції. Атомна електростанція – вісник мирного використання атомної енергії. Проект був успішно закінчений: 27 липня 1954 року наша атомна електростанція стала першою у світі! Курчатов тріумфував і веселився як дитина!

Визначення ядерного реактора.

Ядерним реактором називається пристрій, в якому здійснюється та підтримується керована ланцюгова реакція поділу деяких важких ядер.

Перший ядерний реактор було побудовано 1942 року у США під керівництвом Еге. Фермі. У нашій країні перший реактор був побудований в 1946 під керівництвом І. В. Курчатова.

Основними елементами ядерного реактора є:

• ядерне пальне (уран 235, уран 238, плутоній 239);
• сповільнювач нейтронів (важка вода, графіт та ін.);
• теплоносій для виведення енергії, що утворюється під час роботи реактора (вода, рідкий натрій та ін.);
• Регулюючі стрижні (бор, кадмій) - нейтрони, що сильно поглинають.
• Захисна оболонка, що затримує випромінювання (бетон із залізним наповнювачем).

Принцип дії ядерного реактора

Ядерне паливо розташовується в активній зоні у вигляді вертикальних стрижнів, які називають тепловиділяючими елементами (ТВЕЛ). ТВЕЛи призначені для регулювання потужності реактора.

Маса кожного паливного стрижня значно менша за критичну, тому в одному стрижні ланцюгова реакція відбуватися не може. Вона починається після занурення в активну зону всіх стрижнів уранових.

Активна зона оточена шаром речовини, що відбиває нейтрони (відбивач) та захисною оболонкою з бетону, що затримує нейтрони та інші частинки.

Відведення тепла від паливних елементів. Теплоносій - вода омиває стрижень, нагріта до 300 ° С при високому тиску, надходить у теплообмінники.

Роль теплообмінника - вода, нагріта до 300 ° С, віддає тепло звичайній воді, перетворюється на пару.

Управління ядерною реакцією

Управління реактором здійснюється за допомогою стрижнів, що містять кадмій або бор. При висунутих з активної зони реактора стрижнях К > 1, а при повністю всунутих - К< 1. Вдвигая стержни внутрь активной зоны, можно в любой момент времени приостановить развитие цепной реакции. Управление ядерными реакторами осуществляется дистанционно с помощью ЭВМ.

Реактор на повільних нейтронах.

Найбільш ефективний поділ ядер урану-235 відбувається під дією повільних нейтронів. Такі реактори називають реакторами на повільних нейтронах. Вторинні нейтрони, що утворюються внаслідок реакції розподілу, є швидкими. Для того, щоб їх подальша взаємодія з ядрами урану-235 в ланцюговій реакції була найбільш ефективною, їх уповільнюють, вводячи в активну зону сповільнювач - речовина, що зменшує кінетичну енергію нейтронів.

Реактор на швидкі нейтрони.

Реактори на швидких нейтронах що неспроможні працювати на природному урані. Реакцію можна підтримувати лише в збагаченій суміші, що містить не менше 15% ізотопу урану. Перевага реакторів на швидких нейтронах в тому, що при їх роботі утворюється значна кількість плутонію, який потім можна використовувати як ядерне паливо.

Гомогенні та гетерогенні реактори.

Ядерні реактори залежно від взаємного розміщення пального та сповільнювача поділяються на гомогенні та гетерогенні. У гомогенному реакторі активна зона є однорідною масою палива, сповільнювача і теплоносія у вигляді розчину, суміші або розплаву. Гетерогенним називається реактор, у якому паливо у вигляді блоків або тепловиділяючих збірок розміщено в сповільнювачі, утворюючи в ньому правильні геометричні грати.

Перетворення внутрішньої енергії атомних ядер на електричну енергію.

Ядерний реактор є основним елементом атомної електростанції (АЕС), що перетворює теплову ядерну енергію на електричну. Перетворення енергії відбувається за такою схемою:

• внутрішня енергія ядер урану -
• кінетична енергія нейтронів та уламків ядер -
• внутрішня енергія води -
• внутрішня енергія пари -
• кінетична енергія пара -
• кінетична енергія ротора турбіни та ротора генератора -
• електрична енергія.

Використання ядерних реакторів.

Залежно від призначення ядерні реактори бувають енергетичні, конвертори та розмножувачі, дослідні та багатоцільові, транспортні та промислові.

Ядерні енергетичні реактори використовуються для вироблення електроенергії на атомних електростанціях, суднових енергетичних установках, атомних теплоелектроцентралях, а також на атомних станціях теплопостачання.

Реактори, призначені для виробництва вторинного ядерного палива з природного урану та торію, називаються конверторами або розмножувачами. У реакторі-конверторі вторинного ядерного палива утворюється менше спочатку витраченого.

У реакторі-розмножувачі здійснюється розширене відтворення ядерного палива, тобто. його виходить більше, ніж було витрачено.

Дослідницькі реактори служать для досліджень процесів взаємодії нейтронів з речовиною, вивчення поведінки реакторних матеріалів в інтенсивних полях нейтронного та гамма-випромінювань, радіохімічних та біологічних досліджень, виробництва ізотопів, експериментального дослідження фізики ядерних реакторів.

Реактори мають різну потужність, стаціонарний чи імпульсний режим роботи. Багатоцільовими називаються реактори, що служать для кількох цілей, наприклад, для вироблення енергії та отримання ядерного палива.

Екологічні катастрофи на АЕС

• 1957 р. – аварія у Великій Британії
• 1966 – часткове розплавлення активної зони після виходу з ладу охолодження реактора неподалік Детройта.
• 1971 - багато забрудненої води пішло в річку США
• 1979 р. – найбільша аварія у США
• 1982 р. – викид радіоактивної пари в атмосферу
• 1983 р. – страшна аварія у Канаді (20 хвилин випливала радіоактивна вода – по тонні за хвилину)
• 1986 р. – аварія у Великій Британії
• 1986 р. – аварія у Німеччині
• 1986 р. – Чорнобильська АЕС
• 1988 р. – пожежа на АЕС у Японії

Сучасні АЕС оснащені ПК, а раніше навіть після аварії реактори продовжували працювати, оскільки не було автоматичної системи вимкнення.

4. Закріплення матеріалу.

1. Що називають ядерним реактором?
2. Що є ядерним пальним у реакторі?
3. Яка речовина є сповільнювачем нейтронів у ядерному реакторі?
4. Яке призначення уповільнювача нейтронів?
5. Навіщо потрібні регулюючі стрижні? Як ними користуються?
6. Що використовується як теплоносій у ядерних реакторах?
7. Для чого потрібно, щоб маса кожного уранового стрижня була меншою за критичну масу?

5. Виконання тесту.

1. Які частинки беруть участь у розподілі ядер урану?
   А. протони;
   Б. нейтрони;
   Ст електрони;
   Г. Ядра гелію.
2. Яка маса урану є критичною?
   А. найбільша, за якої можливе протікання ланцюгової реакції;
   Б. будь-яка маса;
   В. найменша, при якій можливе протікання ланцюгової реакції;
   Р. маса, коли він реакція припиниться.
3. Чому приблизно дорівнює критична маса урану 235?
   А. 9 кг;
   Б. 20 кг;
   Ст 50 кг;
   Р. 90 кг.
4. Які речовини з наведених нижче можуть бути використані в ядерних реакторах як сповільнювачі нейтронів?
   А. графіт;
   Б. Кадмій;
   Ст важка вода;
   Р. бор.
5. Для протікання ланцюгової ядерної реакції на АЕС необхідно, щоб коефіцієнт розмноження нейтронів був:
   А. дорівнює 1;
   Б. більше ніж 1;
   Ст менше 1.
6. Регулювання швидкості розподілу ядер важких атомів у ядерних реакторах здійснюється:
   А. за рахунок поглинання нейтронів при опусканні стрижнів із поглиначем;
   Б. за рахунок збільшення тепловідведення зі збільшенням швидкості теплоносія;
   Ст. за рахунок збільшення відпустки електроенергії споживачам;
   Г. за рахунок зменшення маси ядерного палива в активній зоні при вийманні стрижнів з паливом.
7. Які перетворення енергії відбуваються у ядерному реакторі?
   А. внутрішня енергія атомних ядер перетворюється на світлову енергію;
   Б. внутрішня енергія атомних ядер перетворюється на механічну енергію;
   В. внутрішня енергія атомних ядер перетворюється на електричну енергію;
   Р. серед відповідей немає правильної.
8. У 1946 році в Радянському Союзі було збудовано перший ядерний реактор. Хто був керівником цього проекту?
   А. С. Корольов;
   Б. І. Курчатов;
   В. Д. Сахаров;
   Г. А. Прохоров.
9. Який шлях ви вважаєте найприйнятнішим для підвищення надійності АЕС та запобігання зараженню зовнішнього середовища?
   А. розробка реакторів, здатних автоматично охолодити активну зону реактора незалежно від волі оператора;
   Б. підвищення грамотності експлуатації АЕС, рівня професійної підготовленості операторів АЕС;
   В. розробка високоефективних технологій демонтажу АЕС та переробки радіоактивних відходів;
   Р. розташування реакторів глибоко під землею;
   Д. відмова від будівництва та експлуатації АЕС.
10. Які джерела забруднення довкілля пов'язані з роботою АЕС?
    А. уранова промисловість;
    Б. ядерні реактори різних типів;
    Ст радіохімічна промисловість;
    Г. місця переробки та поховання радіоактивних відходів;
    Д. використання радіонуклідів у народному господарстві;
    Е. Ядерні вибухи.

Відповіді: 1 Б; 2; 3; 4 А, В; 5 А; 6 А; 7 В;. 8 Б; 9 Б. В; 10 А, Б, В, Р, Е.

6. Підсумки уроку.

Що нового дізналися сьогодні на уроці?

Що сподобалося на уроці?

Які питання?

ДЯКУЮ ЗА РОБОТУ НА УРОКУ!

Нейтронна ядерна реакція поділу важких ядер, як ми вже відзначали, є головною і центральною реакцією в ядерних реакторах. Тому є сенс із самого початку познайомитися з фізичними уявленнями про реакцію поділу і тими її особливостями, які так чи інакше накладають свій відбиток на всі сторони життя та побуту найскладнішого технічного комплексу, що називається Атомною Електростанцією.

Уявлення про розподіл ядра урану-235 у наочних образах дає рис.2.6.

Нейтрон Ядро масою А Збуджене складове ядро ​​Уламки поділу

Нейтрони розподілу

Рис.2.6. Схематичне уявлення про розподіл ядра 235 U.

На підставі цієї схеми узагальнене «рівняння» реакції поділу (яке є швидше логічним, ніж математичним) можна записати так:

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

- (F 1)* та (F 2)* - символьні позначення збудженихуламків поділу (індексом (*) тут і далі позначаються нестійкі, збуджені або радіоактивні елементи); уламок (F 1)* має масу A 1 і заряд Z 1 , уламок (F 2)* - масу А 2 і заряд Z 2;

-  5 . 1 n позначено  5 нейтронів поділу, що вивільняються в середньому в кожному акті поділу ядра урану-235;

- ,  та  - -частки, -частки та -кванти, середні числа яких на акт поділу ядра урану-235 рівні відповідно a, b та c;

E - середня кількість енергії, що вивільняється в акті поділу.

Підкреслимо ще раз: записане вище вираз не є рівнянням у строгому значенні цього слова; це скоріше просто зручна для запам'ятовування форма запису, що відображає основні особливості нейтронної реакції розподілу:

а) утворення уламків поділу;

б) утворення нових вільних нейтронів при розподілі, які надалі коротко називатимемо нейтронами поділу;

в) радіоактивність уламків поділу, що зумовлює їх подальші трансформації до більш стійких утворень, через що виникає низка побічних ефектів - як позитивних, корисних, так і негативних, які слід обов'язково враховувати під час проектування, будівництва та експлуатації ядерних реакторів;

г) вивільнення енергії при розподілі - головна властивість реакції розподілу, що дозволяє створити енергетичний ядерний реактор.

Кожен із перелічених вище фізичних процесів, що супроводжує реакцію поділу, грає в реакторі певну роль і має своє практичне значення. Тому познайомимося з ними детальніше.

2.2.1. Освіта уламків поділу.Про одиночний акт поділу ядра можна говорити як про явище до певної міри випадковому, Маючи на увазі, що важке ядро ​​урану, що складається з 92 протонів і 143 нейтронів, принципово здатне розділитися на різну кількість уламків з різними атомними масами. У такому випадку до оцінки можливості поділу ядра на 2, 3 або більше уламків можна підходити з ймовірнісними мірками. За даними, наведеними в , ймовірність поділу ядра на два уламки становить більше 98%, отже, переважна більшість поділів завершується утворенням саме двох уламків.

Спектроскопічними дослідженнями продуктів розподілу встановлено понад 600 якісно різних уламків розподілу з різними атомними масами. І тут у випадковості, що здається, при великій кількості поділів відразу виявилася одна загальна закономірність,яку коротко можна виразити так:

Імовірність появи осколка певної атомної маси при масовому поділі конкретного нукліду - величина строго певна, властива цьому нукліду, що ділиться.

Цю величину прийнято називати питомим виходом уламка , позначати малою грецькою літерою  i(Гама) з нижнім індексом - символом хімічного елемента, ядром якого є цей уламок, або символом ізотопу.

Наприклад, у фізичних експериментах зафіксовано, що уламок ксенону-135 (135 Xe) при здійсненні кожної тисячі поділів ядер 235 U з'являється в середньому у трьох випадках. Це означає, що питомий вихід уламка 135 Xe становить

 Xe= 3/1000 = 0.003 від усіх поділів,

і стосовно одиночного акта поділу ядра 235 U величина  Xe = 0.003 = 0.3% - є ймовірність того, що розподіл завершиться утворенням саме уламка 135 Хе.

Наочну оцінку закономірності утворення уламків поділу різних атомних мас дають криві питомого виходу уламків (рис.2.7).

10

70 80 90 100 110 120 130 140 150 А, а.е.м.

Мал. 2.7. Питомі виходи осколків поділу різних атомних мас

при розподілі ядер 235 U (суцільна лінія) та 239 Pu (штрихова лінія).

Характер цих кривих дозволяє укласти таке:

а) Атомні маси уламків, що утворюються при розподілі, у переважній більшості випадків лежать у межах 70  165 а.о.м. Питомий вихід легших і важких уламків дуже малий (не перевищує 10 -4 %).

б) Симетричні поділу ядер (тобто поділу на два уламки рівних мас) вкрай рідкісні: їхній питомий вихід не перевищує 0.01% для ядер урану-235 і 0.04% - для ядер плутонію-239.

в) Найчастіше утворюються легеніуламки з масовими числами в межах 83 104 а.о.м. і важкіуламки з А = 128  149 а.о.м. (їхній питомий вихід становить 1% і більше).

г) Поділ 239 Pu під дією теплових нейтронів тягне освіту кілька важчихуламків порівняно з уламками поділу 235 U.

*) У майбутньому щодо кінетики реактора і процесів його отруєння і шлакування нам ще раз належить звертатися до величин питомих виходів багатьох осколків поділу під час упорядкування диференціальних рівнянь, які описують фізичні процеси у активної зоні реактора.

Зручність цієї величини полягає в тому, що, знаючи швидкість реакції поділу (кількість поділів в одиниці обсягу паливної композиції в одиницю часу), нескладно підрахувати швидкість утворення будь-яких осколків поділу, накопичення яких в реакторі так чи інакше впливає на його роботу:

Швидкість генерації i-го уламка =  i  (Швидкість реакції поділу)

І ще одне зауваження, пов'язане з утворенням уламків розподілу. Генеровані при розподілі осколки розподілу мають високими кінетичними енергіями.Передаючи при зіткненнях з атомами середовища паливної композиції свою кінетичну енергію, уламки поділу тим самим підвищують середній рівень кінетичної енергії атомів та молекул,що відповідно до уявлень кінетичної теорії сприймається нами як підвищення температурипаливної композиції або як тепловиділення у ній.

Більшість тепла в реакторі утворюється саме таким шляхом.

У цьому полягає певна позитивна роль утворення осколків у процесі енергетичного ядерного реактора.

2.2.2. Освіта нейтронів розподілу.Ключовим фізичним явищем, що супроводжує процес поділу важких ядер, є випромінювання збудженими осколками поділу вторинних швидких нейтронів,інакше званих миттєвими нейтронамиабо нейтронами поділу.

Значення цього явища (відкритого Ф.Жоліо-Кюрі зі співробітниками - Альбано та Коварські - в 1939 р.) незаперечно: саме завдяки йому при розподілі важких ядер з'являються нові вільні нейтрони замість тих, що викликали розподіли; ці нові нейтрони можуть взаємодіяти з іншими ядрами, що діляться в паливі і викликати їх поділу, що супроводжуються випусканням нових нейтронів поділу і т.д.Тобто завдяки освіті нейтронів поділу з'являється можливість організувати процес рівномірно наступних у часі один за одним поділів без поставки в середовище палива містить вільних нейтронів від зовнішнього джерела. У такому постачанні, просто кажучи, немає необхідності, якщо "інструменти", за допомогою яких здійснюються поділу ядер, знаходяться тут же, у цьому самому середовищі, у зв'язаному стані в ядрах, що діляться; для того, щоб "пустити в справу" пов'язані нейтрони, їх треба лише зробити вільними, тобто розділити ядро ​​на уламки, а далі - все дороблять самі уламки: через їх збуджений стан вони випустять "зайві" нейтрони зі свого складу, що заважають їх стійкості, причому, це відбудеться за час порядку 10 -15 - 10 -13 с, що збігається по порядку величини з часом перебування складеного ядра у збудженому стані. Це збіг і дало привід уявлень, що нейтрони поділу з'являються не з пересичених нейтронами збуджених уламків розподілу після закінчення розподілу, а безпосередньо в той короткий проміжок часу, протягом якого відбувається розподіл ядра.Тобто не післяакта поділу, а протягомцього акта, наче одночасно з руйнуванням ядра. З цієї причини ці нейтрони часто називають миттєвими нейтронами.

Аналіз можливих комбінацій протонів і нейтронів у стійких ядрах різних атомних мас (згадайте діаграму стійких ядер) та зіставлення їх із якісним складом продуктів поділу показали, що ймовірність освітистійких уламків при розподілі дуже мала.А це означає, що переважна більшість осколків народжуються. нестабільнимиі можуть випускати один, два, три або навіть більш "зайвих" для їх стійкості нейтронів поділу, причому зрозуміло, що кожен певний збуджений уламок повинен випускати своє, строго певне,число "зайвих" щодо його стійкості нейтронів поділу.

Але оскільки кожен уламок при великому числі поділів має строго певний питомий вихід, то при певному великому числі поділів кількість осколків поділу кожного сорту, що утворилися, буде також певним, а, отже, число нейтронів поділу, випущених осколками кожного сорту, буде теж певним, а, отже, певним буде їх сумарна кількість. Розділивши сумарну кількість отриманих у поділах нейтронів на кількість поділів, у яких вони отримані, ми маємо отримати середня кількість нейтронів розподілу, що випускаються в одному акті розподілу, яке, виходячи з наведених міркувань, має бути також строго визначеним і постійним для кожного сорту нуклідів, що діляться.Ця фізична константа нукліда, що ділиться, і позначена  .

За даними 1998 (величина цієї константи періодично уточнюється за результатами аналізу фізичних експериментів у всьому світі) при розподілі під дією теплових нейтронів

Для урану-235  5 = 2.416,

Для плутонію-239  9 = 2.862,

Для плутонію-241  1 = 2.938 тощо.

Останнє зауваження не зайве: величина константи  істотно залежить від величини кінетичної енергії нейтронів, що викликають поділу і зі зростанням останньої збільшується приблизно прямо пропорційно Е.

Для двох найбільш важливих нуклідів, що діляться, наближені залежності (E) описуються емпіричними виразами:

Для урану-235  5 (E) = 2.416 + 0.1337 Е;

Для плутонію-239  9 (E) = 2.862 + 0.1357 E.

*) Енергія нейтронів Е підставляється в [МеВ].

Таким чином, величина константи , розрахована за цими емпіричними формулами, при різних енергіях нейтронів може досягати наступних значень:

Отже, першою характеристикою нейтронів розподілу, що випускаються при розподілі конкретних нуклідів, що діляться, є властиве цим нуклідам середня кількість нейтронів розподілу, одержуваних в акті розподілу .

Факт, що для всіх нуклідів, що діляться  > 1, створює передумову здійсненності ланцюговий нейтронної реакції розподілу. Зрозуміло, що для реалізації ланцюгової реакції поділу, що самопідтримуєтьсянеобхідно створити умови, щоб одинз  одержуваних в акті поділу нейтронів обов'язково викликавнаступне поділ іншого ядра, а інші ( - 1) нейтронів якимось чином виключалися з процесу розподілу ядер.В іншому випадку інтенсивність поділів у часі буде лавиноподібно наростати (що і має місце в атомної бомби).

Оскільки тепер відомо, що величина константи  збільшується зі зростанням енергії, що викликають поділ нейтронів, виникає закономірне питання: а з якою ж кінетичною енергією народжуютьсянейтрони поділу?

Відповідь це питання дає друга характеристика нейтронів поділу, звана енергетичним спектром нейтронів поділуі представляє собою функцію розподілу нейтронів поділу з їхньої кінетичних енергій.

Якщо в одиничному (1 см 3) обсязі середовища в деякий момент часу, що розглядається, з'являються nнейтронів розподілу всіх можливих енергій, то нормований енергетичний спектр- це функція від величини енергії Е, величина якої за будь-якого конкретного значення Е показує, яку частину (частку) всіх цих нейтронів становлять нейтрони, що володіють енергіями елементарного інтервалу dE поблизу енергіїЄ. Інакше кажучи, йдеться про вираження

Розподіл нейтронів поділу за енергіями досить точно описується спектральною функцією Уатта(Watt):

n(E) = 0.4839
, (2.2.2)

графічною ілюстрацією якої є рис.2.8. на наступній сторінці.

Спектр Уатта показує, що, хоча нейтрони поділу і народжуються з різними енергіями, що лежать у дуже широкому інтервалі, найбільше нейтронів мають початкову енергію,рівну Е нв = 0.7104 МеВ, що відповідає максимуму спектральної функції Уатта За змістом ця величина - Найбільш можлива енергія нейтронів поділу.

Інша величина, що характеризує енергетичний спектр нейтронів розподілу - середня енергія нейтронів розподілу тобто та величина енергії, яку мав би кожен нейтрон поділу, якби всю сумарну реальну енергію всіх нейтронів поділу порівну розділити між ними:

Е ср =  Е n(E) dE /  n(E) dE (2.2.3)

Підстановка (2.2.3) виразу (2.2.2) дає значення середньої енергії нейтронів поділу

Е ср = 2.0 МеВ

А це означає, що практично всенейтрони розподілу народжуються швидкими(тобто з енергіями Е > 0.1 МеВ). Але швидких нейтронів із відносно високими кінетичними енергіями народжується мало (менше 1 %), хоча відчутна кількість нейтронів поділу з'являється з енергіями до 18 – 20 МеВ.

0 1 2 3 4 5 Е, МеВ

Рис.2.8. Енергетичний діапазон нейтронів поділу - діапазон Уатта.

Спектри нейтронів поділу для різних нуклідів, що діляться, відрізняються один від одного незначно. Скажімо, для нас, що цікавлять в першу чергу нуклідів 235 U і 239 Pu величини середніх енергій нейтронів поділу (скориговані за результатами фізичних експериментів):

Е ср = 1.935 МеВ – для 235 U та Е ср = 2.00 МеВ – для 239 Pu

Величина середньої енергії спектра нейтронів розподілу зростає зі збільшенням енергії нейтронів, що викликають поділ, але це зростання незначне(принаймні, в межах до 10 – 12 МеВ). Це дозволяє не враховувати його і приблизно вважати енергетичний спектр нейтронів поділу єдиним для різних ядерних палив та для різних за спектром (швидких, проміжних та теплових) реакторів.

Для урану-238, незважаючи на пороговий характер його поділу, спектр нейтронів поділу також практично збігається з виразом(2.2.2), а залежність середньої кількості нейтронів поділу  8 від енергії, що викликають поділ нейтронів - також практично лінійнапри енергіях вище порогової ( Е п = 1.1 МеВ):

 8 (E) = 2.409 + 0.1389E. (2.2.4)

2.2.3. Радіоактивність уламків поділу.Вже говорилося, що встановлено близько 600 типів уламків поділу, що відрізняються за масою та протонним зарядом, і про те, що практично Усе вони народжуютьсясильно збудженими .

Справа ускладнюється ще й тим, що вони несуть у собі значне збудження та після випромінювання нейтронів поділу. Тому в природному прагненні до стійкості вони і надалі продовжують "скидати" надмірну понад рівень основного стану енергію доти, доки не буде досягнуто цього рівня.

Цей скидання здійснюється шляхом послідовного випромінювання осколками всіх видів радіоактивного випромінювання (альфа-, бета- і гамма-випромінювань), причому у різних осколків різні види радіоактивного розпаду протікають у різній послідовності і (в силу відмінності у величинах постійних розпаду ) по-різному розтягнуті в часі.

Таким чином, у працюючому ядерному реакторі йде не тільки процес накопиченнярадіоактивних уламків, а й процес безперервної їх трансформації: відомо велике число ланцюжківнаступних один за одним перетворень, що призводять в кінцевому рахунку до утворення стабільних ядер, але всі ці процеси вимагають різного часу, для одних ланцюжків - невеликого, а для інших - досить тривалого.

Тому радіоактивні випромінювання не тільки супроводжують реакцію поділу в працюючомуреакторі, а й довгий час випускаються паливом після його зупинки.

Цей фактор, по-перше, породжує особливий вид фізичної небезпеки – небезпеки. опромінення персоналу,обслуговуючого реакторну установку, що коротко називається радіаційною небезпекою. Це змушує конструкторів реакторної установки передбачати оточення її біологічним захистом,розміщувати її в ізольованих від навколишнього середовища приміщеннях та вживати інших заходів з виключення можливості небезпечного опромінення людей і радіоактивного забруднення навколишнього середовища.

По-друге, після зупинки реактора всі види радіоактивного випромінювання, хоча і зменшуються за інтенсивністю, але продовжують взаємодію з матеріалами активної зони і, подібно до самих осколків поділу в початковий період їх вільного існування, передають свою кінетичну енергію атомам середовища активної зони, підвищуючи їхню середню кінетичну енергію.Тобто у реакторі після його зупинки має місце залишкове тепловиділення .

Нескладно зрозуміти, що потужність залишкового тепловиділення в реакторі в момент зупинки прямо пропорційна кількості уламків, накопичених при роботі реактора до цього моменту, а темп її спаду надалі визначається періодами напіврозпаду цих уламків. Зі сказаного випливає інший негативнийфактор, зумовлений радіоактивністю уламків поділу - необхідністьтривалогорозхолодження активної зони реактора після його зупинкиз метою зняття залишкових тепловиділень, а це пов'язано із відчутним витрачанням електроенергії та моторесурсу циркуляційного обладнання.

Таким чином, утворення радіоактивних уламків у процесі поділу в реакторі - явище, головним чином, негативне, Але ... немає худа без добра!

У радіоактивних перетвореннях уламків поділу можна побачити і позитивнийаспект, якому ядерні реактори буквально зобов'язані своїм існуванням . Справа в тому, що з безлічі осколків поділу є близько 60 типів таких, які після першого -розпаду стають нейтроноактивними , здатними випускати так звані запізнювальнінейтрони. Запізнювальних нейтронів в реакторі випускається порівняно небагато (приблизно 0.6% від загальної кількості нейтронів, що генеруються), проте саме завдяки їх існуванню можливо безпечне керування ядерним реактором; у цьому переконаємось щодо кінетики ядерного реактора.

2.2.4. Вивільнення енергії при розподілі.Ядерна реакція поділу у фізиці є одним з наочних підтверджень гіпотези А.Ейнштейна про взаємозв'язок маси та енергії, яка стосовно поділу ядра формулюється так:

Величина вивільненої при розподілі ядра енергії прямо пропорційна величині дефекту мас, причому коефіцієнтом пропорційності в цьому взаємозв'язку є квадрат швидкості світла:

E =  mс 2

При розподілі ядра надлишок (дефект) мас визначається як різниця сум мас спокою вихідних продуктів реакції розподілу (тобто. ядра і нейтрону) і результуючих продуктів розподілу ядра (уламків розподілу, нейтронів розподілу та інших мікрочастинок, що випускаються як у процесі розподілу, так і після нього).

Спектроскопічний аналіз дозволив встановити більшість продуктів поділу та їх питомі виходи. На цій основі виявилося не так вже й складно підрахувати приватнівеличини дефектів мас за різних результатів поділу ядер урану-235, а, по них - розрахувати середню величину енергії, що вивільняється в одиночному розподілі, яка виявилася близькою до

mc 2 = 200 МеВ

Достатньо порівняти цю величину з енергією, що вивільняється, в акті однієї з найбільш ендотермічних. хімічнихреакцій - реакції окислення ракетного палива (завбільшки менше 10 еВ), щоб зрозуміти, що на рівні об'єктів мікросвіту (атомів, ядер) 200 МеВ - дуже велика енергія: вона щонайменше на вісім порядків величини (у 100 мільйонів разів) більша за енергію, одержувану при хімічних реакціях.

Енергія поділу розсіюється з обсягу, де відбулося поділ ядра, за допомогою різних матеріальних носіїв: осколків поділу, нейтронів поділу, - та -частинками, -квантами і навіть нейтрино та антинейтрино.

Розподіл енергії поділу між матеріальними носіями при розподілі ядер 235 U та 239 Pu наведено у табл.2.1.

Таблиця 2.1. Розподіл енергії поділу ядер урану-235 та плутонію-239 між продуктами поділу.

Носії енергії поділу		Плутонія-239
1. Кінетична енергія уламків поділу
2. Кінетична енергія нейтронів поділу
3. Енергія миттєвих гамма-квантів
4. Енергія -квантів із продуктів поділу
5. Кінетична енергія -випромінювання осколків
6. Енергія антинейтрино

Різні складові енергії поділу трансформуються на тепло не одночасно.

Перші три складові звертаються в тепло за час менше 0.1 с (вважаючи з моменту поділу), а тому і називаються миттєвими джерелами тепловиділення.

- та -випромінювання продуктів поділу випромінюються збудженими осколками з найрізноманітнішими за величиною періодами напіврозпаду(від кількох часток секунди до кількох десятків діб, якщо брати до уваги лише уламки з помітним питомим виходом), а тому згадуваний вище процес залишкового тепловиділення, Який і обумовлений радіоактивними випромінюваннями продуктів поділу, може тривати десятки діб після зупинки реактора.

*) За дуже приблизними оцінками потужність залишкового тепловиділення в реакторі після його зупинки знижується за першу хвилину - на 30-35%, після першої години стоянки реактора вона становить приблизно 30% від потужності, на якій реактор працював до зупинки, а після першої доби стоянки – приблизно 25 відсотків. Зрозуміло, що зупинення примусового охолодження реактора за таких умов може бути мови, т.к. навіть короткочасне припинення циркуляції теплоносія в активній зоні загрожує небезпекою теплового руйнування твелів. Лише після кількох діб примусового розхолодження реактора, коли потужність залишкового тепловиділення знижується рівня відведеної рахунок природної конвекції теплоносія, циркуляційні засоби першого контуру можна зупинити.

Друге практичне для інженера питання: де і яка частина енергії поділу трансформується на тепло в реакторі? - так як це пов'язано з необхідністю організації збалансованого тепловідведення від різних внутрішніх частин, оформлених в різні технологічні конструкції.

Паливна композиція, У складі якої знаходяться нукліди, що діляться, міститься в герметичних оболонках, що перешкоджають виходу утворюються осколків з паливної композиції тепловиділяючих елементів (твелів) в охолоджуючий їх теплоносій. І, якщо уламки поділу у справному реакторі не залишають твелів, ясно, що кінетичні енергії уламків і слабопроникних -часток перетворюються на тепло всередині твелів.

Енергії ж нейтронів поділу та -випромінювання трансформуються в тепло всередині твелів лише частково: проникаюча здатність нейтронів та -випромінювання породжує винесеннябільшої частини їхньої початкової кінетичної енергії від місць їх народження.

Знання точної величини енергії поділу та її частки одержуваного тепла всередині твелів, має важливе практичне значення, дозволяючи розрахувати іншу практично важливу характеристику, яка називається питомим об'ємним тепловиділенням у паливі твелів (q v).

Наприклад, якщо відомо, що в 1 см 3 паливної композиції твела за 1 с відбувається R f поділів ядер урану-235, то очевидно: кількість теплової енергії, що генерується щомиті в цьому одиничному обсязі (= теплова потужність 1 см 3 палива), - і є питоме об'ємне тепловиділення (або енергонапруженість) палива, і ця величина дорівнюватиме:

q v = 0.9 .  E . R f (2.2.5)

Частка енергії поділу, одержуваної у вигляді тепла поза твелами в активній зоні реактора, залежить від його типу та пристрою і лежить у межах (6 9)% від повної енергії поділу. (Наприклад, у ВВЕР-1000 ця величина приблизно дорівнює 8.3%, а РБМК-1000 - близько 7%).

Отже, частка повного тепловиділення обсягом активної зони від усієї енергії поділу становить 0.96  0.99, тобто. з технічним ступенем точності збігається з повною енергією поділу.

Звідси – інша технічна характеристика активної зони реактора:

- Середня енергонапруженість активної зони(q v) аз - теплова потужність, одержувана в одиниці обсягу активної зони:

(q v) аз = (0.96-0.99)  E . R f   E . R f (2.2.6)

Так як енергія в 1 МеВв системі СІ відповідає 1.602. 10 -13 Дж, то величина енергонапруженості активної зони реактора:

(q v) аз  3.204. 10 -11 R f .

Тому, якщо величина середньої за обсягом активної зони енергонапруженості відома, то теплова потужність реактора, очевидно, буде:

Q p= (q v) аз. V я 3.204. 10 -11 . R f . V я [Вт] (2.2.7)

Теплова потужність реактора прямо пропорційна середньої швидкості

реакції поділу у його активній зоні.

Практичний слідство : Бажаєте, щоб реактор працював напостійному рівні потужності? -Створіть у ньому такі умови, щоб реакція поділу у його активній зоні протікала з постійною середньою швидкістю в часі.Чи потрібно збільшити (зменшити) потужність реактора? - Знайдіть способи відповідного збільшення (або зменшення) швидкості реакціїде лення.У цьому - первинне значення управління потужністю ядерного реактора.

Розглянуті співвідношення та висновки здаються очевидними лише у найпростішому випадку, коли паливним компонентом у реакторі є один уран-235. Однак, повторивши міркування для реактора з багатокомпонентноїпаливною композицією, нескладно переконатися в пропорційності середньої швидкості реакції поділу та теплової потужності реактора у загальному випадку.

Таким чином, теплова потужність реактора та розподіл тепловиділення у його активній зоніпов'язані прямою пропорційною залежністю з розподілом швидкості реакції поділу за обсягом паливної композиції активної зони реактора.

Але зі сказаного також ясно, що швидкість реакції розподілу має бути пов'язана з кількістю вільних нейтронів у середовищі активної зониоскільки саме вони (вільні нейтрони) викликають реакції поділу, радіаційного захоплення, розсіювання та інші нейтронні реакції. Інакше кажучи, швидкість реакції поділу, енерговиділення в активній зоні та теплова потужність реактора явно повинні бути пов'язані з характеристиками нейтронного поляу його обсязі.

Після того, як було здійснено неконтрольовану ланцюгову реакцію, що дозволила отримати гігантську кількість енергії, вчені поставили завдання здійснення ланцюгової реакції, що контролюється. Суть контрольованої ланцюгової реакції полягає в умінні керувати нейтронами. Цей принцип був успішно застосований в атомних електростанціях (АЕС).

Енергія поділу ядер урану використовують у атомних електростанціях (АЕС). Процес поділу урану дуже небезпечний. Тому ядерні реактори оточують щільні захисні оболонки. Поширено тип реактора з водою під тиском.

Теплоносієм є вода. Холодна вода надходить у реактор під дуже високим тиском, який перешкоджає її закипанню.

Холодна вода, проходячи через активну зону реактора, діє також як сповільнювач - уповільнює швидкі нейтрони, щоб вони ударялися об ядра урану та викликали ланцюгову реакцію.

Ядерне паливо (уран) знаходиться в активній зоні у вигляді стрижнів тепловиділяючої збірки. Паливні стрижні в зборці чергуються з стрижнями, що управляють, які регулюють швидкість поділу ядер, поглинаючи швидкі нейтрони.

При розподілі вивільняється велика кількість тепла. Нагріта вода залишає активну зону під тиском з температурою 300°С і надходить в енергетичну установку, в якій розташовані генератори та турбіни.

Гаряча вода із реактора нагріває воду другого контуру до кипіння. Пара прямує до лопатей турбіни і обертає її. Вал, що обертається, передає енергію генератору. У генераторі механічна енергія обертання перетворюється на електричну. Пара охолоджується і вода повертається назад у реактор.

Внаслідок цих складних процесів атомна електростанція виробляє електричний струм.

Як бачите, ізотоп, що розщеплюється, знаходиться в паливних стрижнях, розташованих в активній зоні реактора, утворюючи критичну масу. Керують ядерною реакцією за допомогою стрижнів, що управляють, виготовлених з бору або кадмію. Керуючі стрижні, як і паливні, розташовуються в активній зоні реактора і, подібно до губки, що поглинає воду, діють на нейтрони, поглинаючи їх. Оператор АЕС, регулюючи кількість стрижнів, що управляють, в активній зоні реактора, керує швидкістю ядерного процесу: уповільнює його, опускаючи керуючі стрижні в активну зону реактора; або прискорює - піднімаючи стрижні.

Здавалося б, все чудово – атомна енергетика є невичерпним високотехнологічним джерелом електроенергії та за нею майбутнє. Так люди думали до 26 серпня 1986 року. Аварія на четвертому блоці Чорнобильської АЕС все перевернула з "ніг на голову" - "мирний" атом виявився не таким вже й мирним, якщо поводитися з ним зневажливо.

Про це написано чимало матеріалу. Тут буде наведено квінтесенцію (стиснуту суть) катастрофи.

Основні причини аварії 4-го енергоблоку ЧАЕС:

1. Недостатньо добре продумана програма технологічного експерименту з вибігу турбогенератора;
2. Прорахунки розробників ядерного реактора РБМК, де чималу роль відіграла нестача в системі управління оперативною інформацією про запас реактивності в активній зоні;
3. "Вільності" персоналу АЕС, який проводив експеримент, і допустив відхилення від регламенту робіт.

Усе це разом призвело до катастрофи. Серед фахівців, які розслідували події у Чорнобилі, ходила приблизно така формула: "оператори примудрилися підірвати блок, а реактор дозволив їм це зробити". Частина чорнобильської провини лежить майже на кожному - і на фізиках, які проводять розрахунки за спрощеними моделями, і на монтажниках, що недбало заварюють шви, і на операторах, що дозволяють собі не зважати на регламент робіт.

Анатомія чорнобильської аварії у "двох словах"

1. Було допущено зниження потужності реактора до малого значення (приблизно 1% від номіналу). Це "погано" для реактора, тому що той потрапляє в "йодну яму" і починається ксенонове отруєння реактора. По "нормальному" - треба було глушити реактор, але в цьому випадку експеримент з вибігу турбіни не був би зроблений, з усіма адміністративними наслідками, що звідси випливають. У результаті персонал ЧАЕС вирішив підняти потужність реактора та продовжити експеримент.

2. З викладеного вище матеріалу видно, що оператор АЕС може керувати швидкістю ядерної реакції (потужністю реактора) шляхом переміщення стрижнів, що управляють, в активну зону реактора. Для підвищення потужності реактора (щоб завершити експеримент) з активної зони реактора були виведені практично всі керуючі стрижні.

Щоб читачеві, не знайомому з "ядерними тонкощами", було зрозуміліше - можна навести наступну аналогію з вантажем, підвішеним на пружині:

• Вантаж (вірніше його положення) – це потужність реактора;
• Пружина - це засіб керування вантажем (потужністю реактора).
• У нормальному положенні вантаж і пружина перебувають у рівновазі - вантаж певній висоті, а пружина розтягнута деяке значення.
• При провалі потужності реактора ("йодна яма") – вантаж пішов униз до землі (і дуже сильно пішов).
• Щоб "витягнути" реактор, оператор "потягнув за пружину" (вивів керуючі стрижні; а треба було якраз навпаки - ввести всі стрижні і заглушити реактор, тобто відпустити пружину, щоб вантаж впав на землю). Але, система вантаж-пружина має деяку інерцію, і деякий час після того, як оператор став тягнути вгору пружину, вантаж, як і раніше, рухається ще вниз. А оператор продовжує тягти нагору.
• Нарешті, вантаж досягає нижньої точки, і під дією (вже пристойних) сил пружини починає рухатися вгору – потужність реактора починає різко зростати. Вантаж дедалі швидше летить вгору (неконтрольована ланцюгова реакція з виділенням величезної кількості тепла), а оператор уже нічого вдіяти не може, щоб погасити інерцію руху вантажу вгору. В результаті вантаж б'є оператора в лоба.

Так, оператори ЧАЕС, які припустилися вибуху енергоблоку, заплатили найвищу ціну за свою помилку - своє життя.

Чому ж персонал ЧАЕС діяв саме так? Однією з причин став той факт, що система контролю ядерного реактора не надала оператору оперативної інформації про небезпечні процеси, що протікають у реакторі.

Ось як А.С.Дятлов починає свою книгу "Чорнобиль. Як це було":

26 квітня 1986 р. в одну годину двадцять три хвилини сорок секунд начальник зміни блоку № 4 ЧАЕС Олександр Акімов наказав заглушити реактор після закінчення робіт, які проводяться перед зупинкою енергоблоку на запланований ремонт. Команда віддана у спокійній робочій обстановці, система централізованого контролю не фіксує жодного аварійного чи попереджувального сигналу про відхилення параметрів реактора чи обслуговуючих систем. Оператор реактора Леонід Топтунов зняв з кнопки АЗ ковпачок, що оберігає від випадкового помилкового натискання, і натиснув кнопку. За цим сигналом 187 стрижнів СУЗ реактора почали рух вниз, активну зону. На мнемотабло загорілися лампочки підсвічування, і почали рухатися стрілки покажчиків положення стрижнів. Олександр Акімов, стоячи впівобороту до пульта керування реактором, спостерігав це, побачив також, що "зайчики" індикаторів розбалансу АР "кинулися вліво" (його вираз), як це й повинно бути, що означало зниження потужності реактора, повернувся до панелі безпеки. якої спостерігав за проведеним експериментом.
Але далі сталося те, чого не могла передбачити і нестримна фантазія. Після невеликого зниження потужність реактора раптом почала збільшуватися з зростаючим швидкістю, з'явилися аварійні сигнали. Л. Топтунов крикнув про аварійне збільшення потужності. Але зробити щось було не в його силах. Все, що він міг, зробив – утримував кнопку АЗ, стрижні СУЗ йшли в активну зону. Жодних інших засобів у його розпорядженні немає. Та й у всіх інших також. А. Акімов різко крикнув: "Глуши реактор!" Підскочив до пульта і знеструмив електромагнітні муфти приводів стрижнів СУЗ. Дія вірна, але марна. Адже логіка СУЗ, тобто її елементи логічних схем, спрацювала правильно, стрижні йшли у зону. Тепер зрозуміло – після натискання кнопки АЗ вірних дій не було, засобів порятунку не було. Інша логіка відмовила!
З коротким проміжком було два потужні вибухи. Стрижні АЗ припинили рух, не пройшовши й половини колії. Йти їм було більше нікуди.
За годину двадцять три хвилини сорок сім секунд реактор зруйнувався розгоном потужності на миттєвих нейтронах. Це крах, гранична катастрофа, яка може бути на енергетичному реакторі. Її не осмислювали, до неї не готувалися, жодних технічних заходів щодо локалізації на блоці та станції не передбачено.

Тобто, за кілька секунд до катастрофи персонал навіть не підозрював про небезпеку, що наближається! Фінішем усієї цієї абсурдної ситуації стало натискання аварійної кнопки, після якого і стався вибух - ви мчите на автомобілі і перед перешкодою тиснете на гальмо, але автомобіль ще більше прискорюється і врізається в перешкоду. Заради справедливості слід сказати, що натискання аварійної кнопки вже ніяк не могло вплинути на ситуацію - воно лише на кілька миттєвостей прискорило неминучий вибух реактора, але факт залишається фактом. аварійний захист підірвав реактор !

Вплив радіації на людину

Чим же такі небезпечні техногенні ядерні катастрофи (не кажучи вже про ядерну зброю)?

Окрім вивільнення колосальної кількості енергії, що призводить до великих руйнувань, ядерні реакції супроводжуються радіаційним випромінюванням і, як наслідок – радіаційним зараженням місцевості.

Чим же така шкідлива радіація для живого організму? Не завдай вона такої шкоди всьому живому, то про аварію на ЧАЕС всі б уже давно забули, а атомними бомбами шпурлялися б ліворуч і праворуч.

Радіація руйнує клітини живого організму двома способами:

1. внаслідок нагрівання (радіаційний опік);
2. внаслідок іонізації клітин (променева хвороба).

Радіоактивні частинки і сама радіація мають високу кінетичну енергію. Радіація породжує теплоту. Ця теплота за аналогією із сонячним опіком викликає радіаційний опік, руйнуючи тканини організму.

Принципова схема ядерного реактора на теплових (повільних) нейтронах показана на рис.5.1, тут 1 - стержні, що управляють, 2 - біологічний захист, 3 - тепловий захист, 4 - сповільнювач, 5 - ядерне паливо (ТВЕЛи).

При попаданні нейтрону в ядро ​​ізотопу урану 235 воно ділиться на дві частини і вилітають кілька (2,5-3) нових вторинних нейтронів. Щоб в ядерному реакторі могла підтримуватися ланцюгова реакція, необхідно, щоб в активній зоні реактора маса ядерного пального була не менш критичною. Реактор повинен містити таку кількість 235 Uщоб у середньому хоча б один з числа нейтронів, що виходять, на кожному акті поділу зміг би викликати наступний акт поділу, перш ніж він покине активну зону реактора.

Малюнок 5.1. Принципова схема ядерного реактора на теплових нейтронах

Якщо число нейтронів підтримуватиметься постійним, то реакція поділу матиме стаціонарний характер. Що стаціонарний рівень числа існуючих нейтронів, то більше вписувалося потужність реактора. Потужність 1 МВт відповідає ланцюгової реакції, при якій відбувається 3 10 16 поділів в 1 секунду.

Якщо кількість нейтронів збільшуватиметься, то відбудеться тепловий вибух, якщо зменшуватиметься, то реакція припиниться. Регулювання швидкості перебігу реакції здійснюється за допомогою керуючих стрижнів 1.

Поточний стан ядерного реактора можна охарактеризувати ефективним коефіцієнтом розмноження нейтронівабо реактивністю, які пов'язані між собою співвідношенням:

Для цих величин характерні такі значення:

· - Ланцюгова реакція наростає в часі, реактор знаходиться в надкритичному стані, його реактивність;

· , - Число поділів ядер постійно, реактор знаходиться в стабільному критичному стані.

Ядерний реактор може працювати із заданою потужністю протягом тривалого часу тільки в тому випадку, якщо на початку роботи він має запас реактивності. У процесі роботи ядерного реактора через накопичення в паливі осколків поділу змінюється його ізотопний та хімічний склад, відбувається утворення трансуранових елементів, головним чином Pu. Процеси, що протікають в реакторі, знижують можливість протікання ланцюгової реакції поділу ядер атомів.

Для підтримки та здійснення ланцюгової реакції необхідно обмежити поглинання нейтронів матеріалами, що оточують активну зону реактора. Цим досягається використанням таких матеріалів (для біологічної 2 і теплової захисту 3), які хоча б частково (в ідеальному випадку 50%) відображали нейтрони, тобто. не поглинали їх. Особливого значення має вибір теплоносія, що служить для перенесення тепла з активної зони до турбіни.

Нейтрони, що утворюються в результаті поділу, можуть бути швидкими (мати велику швидкість) і повільними (тепловими). Імовірність захоплення повільного нейтрона ядром 235 Uта її подальшого розщеплення більше, ніж швидкого нейтрона. Тому ТВЕЛи 5 оточують спеціальними сповільнювачами 4, які уповільнюють нейтрони, поглинаючи їх слабо. Для зменшення витоку нейтронів з реактора його забезпечують відбивачем. Як сповільнювачі і відбивачі найчастіше використовують графіт, важку ( D 2 O), звичайну воду та ін.

Кількість стаціонарно існуючих нейтронів визначає кількість осколків поділу ядер, що утворюються, які розлітаються в різні сторони з величезною швидкістю. Гальмування уламків призводить до розігріву палива та стінок ТВЕЛів. Для зняття цього тепла в реактор подається теплоносій, нагрівання якого є метою роботи реактора. Часто одна і та ж речовина, наприклад звичайна вода, виконує функції теплоносія, сповільнювача та відбивача. Подача води в реактор здійснюється за допомогою головних циркуляційних насосів(ГЦН).