- Ядерный реактор
- Ядерная энергетика
- знать устройство ядерного реактора
- знать, что такое замедлитель, активная зона, теплоноситель
- знать роль ядерной энергетики в жизни людей
- В чём различие ядерной и термоядерной реакции?
- Сформулируйте второй постулат Бора.
- Какие силы называют ядерными?
Ядерный реактор
Рис. 1. Атомный реактор
После открытия ядерной реакции деления урана и создания ядерной бомбы, встал вопрос о том, как использовать ядерную энергию на пользу человечеству.
Использовать энергию ядерного взрыва в мирных целях трудно, так как выделение энергии при этом не поддаётся контролю. Управляемые цепные реакции деления ядер урана осуществляются в ядерных реакторах. Первый реактор, базирующийся на реакции деления ядер урана, был запущен в 1942 г. в США под руководством физика
Э. Ферми. В СССР под руководством И. Курчатова первый атомный реактор был построен 1946 г.
Управляемая цепная реакция деления осуществляется только на изотопах урана и , иногда на изотопе плутония . К сожалению, изотоп урана–235 распространён в природе в количестве 0,7 % от общего количества урана, в отличие от урана–238, на который приходятся остальные 99,3 %.
Природный уран не годится для осуществления цепной реакции, поскольку большая часть нейтронов, вылетающих из ядер изотопа , поглощается ядрами изотопа без последующего испускания нейтронов. При таком подходе цепная реакция развиваться не будет, поэтому используется процесс обогащения урана, когда из природного урана частично извлекают изотоп . Обогащённую смесь изотопа урана помещают в герметичные цилиндры из специальных сортов нержавеющей стали, слабо поглощающей нейтроны. Эти цилиндры являются тепловыделяющими элементами атомных станций.
Неуправляемая цепная реакция носит взрывной характер. Чтобы сделать её управляемой, необходимо контролировать число свободных нейтронов, вызывающих деление изотопа урана . Для поддержания неизменного числа нейтронов используются специальные регулирующие стержни, которые поглощают избытки нейтронов. Подобные стержни изготавливаются из кадмия и бора — веществ, хорошо поглощающих нейтроны. Если число изотопов уменьшается или увеличивается, — число ядер продуктов распада, которые поглощают часть вылетающих нейтронов, — то стержни извлекают из активной зоны реактора, тем самым обеспечивая нарастание свободных нейтронов.
Образующиеся при распаде вторичные нейтроны обладают энергией порядка
1 МэВ, тогда как для эффективного взаимодействия ядер изотопа с нейтронами необходимы нейтроны с энергией меньше 0,5 эВ — медленные нейтроны. Медленные нейтроны хорошо взаимодействуют с ядрами урана–235 и поглощаются ими в 500 раз эффективнее, чем быстрые. Таким образом, для увеличения числа распадающихся ядер изотопа урана–235 при неизменном числе образующихся при распаде вторичных нейтронов необходимо замедлять нейтроны. Для уменьшения кинетической энергии вторичных нейтронов используют специальные вещества — замедлители. В качестве замедлителя хорошо подходит графит, обычная и тяжёлая вода. Рассматриваемый реактор называют реактором на медленных нейтронах.
Стоит заметить, что протекание цепной реакции не наблюдается, если количество изотопов урана меньше некоторого значения, называемого критической массой. Критическая масса — это минимальная масса урана, при которой возможна цепная реакция. Применение замедлителей и оболочки, отражающей нейтроны, позволяет уменьшить значение критической массы для изотопа урана–235 с 50 до 0,25 кг. Масса ядерного топлива в каждом тепловыделителе существенно меньше критической, так как в противном случае цепная реакция стала бы неуправляемой. Суммарная же масса топлива в реакторе несколько больше критической.
Схема двухконтурной АЭС (рис. 2) предполагает использование воды в качестве теплоносителя. Охлаждающая реактор вода, находящаяся под высоким давлением, через теплообменник нагревает воду так называемого второго контура. Вода второго контура доводится до кипения. Образующийся водяной пар направляют на лопасти турбины, которая вращает электрогенератор, преобразовывая механическую энергию в электрическую.
Рис. 2. Схема двухконтурной АЭС
Ядерная энергетика
Рис. 3. Распределение источников энергии на 2020 год
Развитие электроники, поддержание потребностей современного общества, космические исследования и многое другое требуют огромного количества ресурсов, в первую очередь, — энергетических. Стоит заметить, что и в настоящее время технологический процесс не стоит на месте, значит, и потребности человека будут также расти. Сейчас ядерная энергетика составляет значительную долю в энергообеспечении человеческой цивилизации (рис. 3). В развитых странах доля энергии, вырабатываемой на атомных электростанциях, с каждым годом увеличивается. Это обусловлено не только истощением источников углеводородного сырья, но и тем, что топливо для работы атомных станций имеет значительно меньшие массу и объём. Это делает вырабатываемую на АЭС электроэнергию более дешёвой. Альтернативные способы получения электроэнергии либо весьма дорогие, либо малоэффективные, либо сопряжены с серьёзным вмешательством в окружающею среду. Кроме того, запасов урана и тория, даже по скромным оценкам, должно хватить на несколько столетий. Основными недостатками ядерной энергетики являются проблемы с оптимально-безопасным захоронением отработанных продуктов реактора и боязнь ядерной катастрофы. В настоящее время разработаны высокоэффективные методы экологически безопасной работы атомных электростанций. Они, в частности, включают в себя способы обеспечения безаварийной эксплуатации ядерных объектов и частичной утилизации радиоактивных отходов.
Рис. 4. Экспериментальный токамак ITER
Одним из наиболее перспективных источников энергии в будущем является концепт управляемого термоядерного синтеза (УТС). Реакции синтеза представляют собой слияние лёгких ядер в более тяжёлые с выделением энергии. Основным примером, где можно встретить термоядерные реакции, является всем знакомое Солнце. В роли рабочего вещества термоядерной реакции выступают смесь изотопов водорода (дейтерий и тритий), разогретые примерно до 100–1 000 млн К. При достижении таких высоких температур вещество переходит в четвёртое агрегатное состояние, называемое плазмой. Плазма в свою очередь представляет собой ионизированный газ, состоящий из свободных электронов и положительных и отрицательных ионов. На Солнце плазма удерживается благодаря сильной гравитации. Как же удержать такое горячее вещество на Земле, ведь обычный контейнер или сосуд не выдержат такой тепловой нагрузки? Для осуществления термоядерного синтеза были разработаны магнитные ловушки, первая из которых была разработана в СССР и получила название ТОКАМАК (ТОроидальная КАмера с МАгнитными Катушками). Задача создания промышленного управляемого термоядерного реактора до сих пор не решена, но физики всего мира совместными усилиями стремятся создать источник «неиссякаемой» энергии. В настоящее время строится огромный международный экспериментальный термоядерный реактор (ITER), который должен будет продемонстрировать возможности получения энергии с помощью управляемого термоядерного синтеза.
Контрольные вопросы
1. Опишите устройство ядерного реактора.
2. На каких изотопах осуществлены управляемые цепные ядерные реакции?
3. Какова особенность использования медленных нейтронов?
4. Что такое замедлитель, активная зона, теплоноситель?
5. Какую роль занимает ядерная энергетика в современном мире?
