С которой нуклоны удерживаются в связанном состоянии icon

С которой нуклоны удерживаются в связанном состоянии




Скачати 394.73 Kb.
НазваС которой нуклоны удерживаются в связанном состоянии
Сторінка1/3
Дата22.06.2012
Розмір394.73 Kb.
ТипДокументи
  1   2   3


Внутри ядра между нуклонами действуют три вида сил: ядерные, электромагнитные и гравитационные. Последние из-за малости можно не учитывать. Массы ядер всегда меньше суммы масс протонов и нейтронов, из которых они состоят. Разница этих масс эквивалентна энергии – энергии связи (Е св), с которой нуклоны удерживаются в связанном состоянии.

Ядро может находиться в различных энергетических состояниях. В основном состоянии энергия связи максимальна. При получении энергии ядро переходит в одно из своих возбужденных состояний. Если энергия возбуждения ядра меньше энергии связи нуклона, то возбужденное ядро переходит в основное состояние, испуская фотоны ядерного происхождения, которые называются гамма-квантами. В случае, когда энергия возбуждения ядра больше энергии связи нуклона, то ядро может перейти в основное состояние, испустив один или несколько нуклонов. В этом случае происходит превращение одного ядра в другое.

Нейтроны не имеют электрического заряда и не берут участия в кулоновском взаимодействии. Все процессы, вызванные нейтронами, определяются лишь ядерными силами.

Наиважнейшими для ядерной энергетики являются два процесса взаимодействия нейтронов с ядрами: упругое рассеивание в поле ядерных сил и захват нейтрона с образованием составного ядра. Взаимодействие первого типа сопровождается лишь перераспределением кинетической энергии и импульсов нейтрона и ядра, т.е. нейтрон в результате столкновения с ядром теряет часть своей энергии – замедляется. Этот процесс используется в реакторах на тепловых нейтронах.

В процессе захвата нейтрона образуется составное ядро в возбужденном состоянии. Энергия возбуждения складывается из части кинетической энергии нейтрона и его энергии связи в новом (составном) ядре. Из этого состояния ядро может перейти в основное различными путями – разными каналами реакций, которые показаны на рис.7.1. У самых тяжелых ядер средняя энергия связи нуклона приблизительно на 1 МэВ меньше, чем у наиболее стабильных ядер, поэтому деление тяжелого ядра на два более стабильных ядра сопровождается выделением энергии (рис.7.2).





Рисунок 7.1 – Взаимодействие нейтронов с ядрами


Энергия кулоновского взаимодействия Екул уменьшается с ростом деформации. Ядра, которые образовались после деления исходного ядра, разлетаются в противоположные стороны и потенциальная энергия превращается в кинетическую.

Теоретически реакция деления ядра возможна при любых энергиях реакций деления Qf  0, но если Qf значительно меньше барьера, то вероятность деления очень мала. Таким образом для протекания процесса деления с заметной вероятностью, ядру необходимо сообщить энергию, превышающую барьер деления. Такую энергию можно передать ядру различными путями (облучение -квантами, бомбардированием ядра различными частицами). Из всех возможных способов практическое использование имеет один – бомбардирование ядра нейтронами. При этом энергия возбуждения будет складываться из части кинетической энергии нейтрона и энергии связи, приходящийся на один нуклон в новом (“составном”) ядре.

Схема протекания процесса деления, например, ядра 235U тепловыми нейтронами в ядерном реакторе приведена на рис.7.2.




Рисунок 7.2 – Изменение потенциальной энергии и ее составляющих
в процессе деления ядра:

I-V – стадии деления ядра; Qf – энергия реакции; Wf – порог деления ядра;
Епот – потенциальная энергия ядра; Епов – энергия поверхностного натяжения ядра;
Екул. энергия кулоновского взаимодействия

При делении тяжелого ядра высвобождается энергия (приблизительно
200 МэВ на один акт деления), и более 80 % которой составляет кинетическая энергия осколков деления. Остальная энергия распределяется между нейтронами, -квантами, --частицами и антинейтрино (табл.7.1).


Таблица 7.1 – Выделение и использование энергии при делении 235U

Продукт деления

Выделенная
энергия,

МэВ

Используемая
энергия,

МэВ

Осколки деления

168

168

Продукты распада

-распад

-распад

нейтрино







8

8

7

7

12



Мгновенное -излучение

7

7

Нейтроны деления

(кинетическая энергия)

5

5

Вторичное -излучение



3 - 12

Всего

207

198 - 207


Кинетическая энергия осколков деления, мгновенных -квантов и нейтронов в результате столкновения с материалами реактора превращается в тепловую энергию практически мгновенно. Энергия -распадов осколков выделяется постепенно в процессе длительного промежутка времени, поскольку процесс -распада определяется периодом полураспада осколков деления. Такое запаздывание приводит к наличию, так называемого, остаточного энерговыделения остановленного реактора. Сначала остаточное энерговыделение уменьшается довольно быстро (распадаются короткоживущие радионуклиды), затем спад – энерговыделение затухает.

В пределах первых 5 минут оно уменьшается примерно втрое, но составляет еще более 5 % номинальной мощности. Далее идет медленное снижение остаточного энерговыделения. Через 2 часа после остановки реактора оно составляет еще более 1 %, и через сутки немногим меньше 1 % номинальной мощности. Так, для реактора ВВЭР-1000, имеющего номинальную тепловую мощность 3000 МВт, через 1 час после заглушения остаточное энерговыделение составляет  1,5 % номинальной мощности, или 45 МВт. Через 24 часа после останова реактора мощность остаточного энерговыделения составляет  0,5 %, или 15 МВт, даже через 100 суток после останова реактора остаточное энерговыделение составляет около 4,5 МВт.

Остаточное энерговыделение является важной особенностью ядерного реактора, что требует постоянного охлаждения даже остановленного реактора и при хранении и транспортировке отработанного топлива. При проектировании реакторной установки необходимо разрабатывать специальные меры для аварийного расхолаживания реактора.

Поскольку отработанное в реакторе топливо имеет высокую радиоактивность, то оно перед отправкой на переработку должно храниться в охлаждаемых бассейнах не меньше 3-х лет.

Суммарная кинетическая энергия осколков деления составляет около 168 МэВ. Эта энергия переходит в тепловую. Пробег осколков из-за высоких их массы и заряда очень мал и зависит от плотности материала топлива. Так, в металлическом уране максимальный пробег осколков равен приблизительно 7*10–4 см, в алюминии – 10–3 см, в воздухе – 2 см. Чтобы предотвратить выход продуктов деления за границы топлива, последнее помещают в герметичную оболочку, толщина которой превышает пробег осколков в материале оболочки.


7.2. Ядерный реактор


7.2.1. Общие сведения


Устройство, в котором осуществляется управляемая цепная реакция деления тяжелых ядер (233U, 235U, 239Pu и др.) с преобразованием освобождающейся при этом энергии в тепловую, называется ядерным реактором.

^ Цепная реакция деления – последовательность ядерных реакций деления, в которых рождаются свободные нейтроны, необходимые для деления новых ядер (рис.7.2). Важнейшей характеристикой цепной реакции деления является отношение числа нейтронов данного поколения к числу нейтронов предыдущего поколения и называется коэффициентом размножения К бесконечной однородной среды. Значение К зависит от числа нейтронов, которые образуются в одном акте деления, состава среды и взаимодействия нейтронов с ядрами этой среды. Влияние на К имеет также структура среды.

Разные типы реакторов отличаются по энергетическому спектру нейтронов – распределению нейтронов по энергии, которые вызывают деление ядер. Если в активной зоне реактора (объеме, где происходит цепная реакция деления) не имеется легких ядер, предназначенных для снижения энергии нейтронов путем упругого рассеяния, то практически все замедление нейтронов деления обусловлено неупругим рассеянием нейтронов тяжелых и средних ядер. При этом большая часть делений вызывается нейтронами с энергией порядка десятков и сотен КэВ. Такие реакторы называются реакторами на быстрых нейтронах.

Другой класс реакторов –реакторы, в которых имеется такое количество замедлителя – материала, замедляющего нейтроны без заметного их поглощения, что большая часть делений вызывается нейтронами с энергией меньше 1 эВ. Такие реакторы называются реакторами на тепловых нейтронах.

Третий класс – это реакторы на промежуточных нейтронах. В них основная часть делений обусловлена нейтронами промежуточных энергий (между быстрыми и тепловыми), и доля замедлителя мала. Таких энергетических реакторов нет.

Таким образом, класс реактора определяется составом активной зоны. Так, например, активная зона реактора на быстрых нейтронах не содержит замедлителя.

По структуре активной зоны реакторы бывают гомогенные и гетеро­генные.

Гомогенным называется реактор, активная зона которого представляет однородную среду. В таком реакторе топливо и замедлитель (возможно и другие компоненты активной зоны) находятся в расплаве или растворе, в равномерной взвеси или пространственно разделены, но так, что разница в спектрах нейтронов в замедлителе и топливе отсутствует.

В гетерогенном реакторе, в котором топливо в виде цилиндрических (или иной формы) стержней отделено пространственно так, что составляет основу ячейки активной зоны – системы топлива и других материалов, расположенных в равномерной периодичной последовательности.

Топливный стержень вместе с герметичной оболочкой, предназначенной для предотвращения выхода продуктов деления и химического взаимодействия топлива с теплоносителем, называется тепловыделяющим элементом (ТВЭЛом). Большая часть (90%) энергии деления превращается в теплоту непосредственно в ТВЭЛе. Здесь полностью отдают свою кинетическую энергию осколки деления, –частицы, значительная часть энергии –квантов и частично нейтроны. Остальная часть энергии деления выделяется в замедлителе.

Кинетическая энергия –квантов, которые образовались при радиационном захвате нейтронов, переходит в тепловую энергию во всех материалах активной зоны, в основном, в тяжелых элементах.

Баланс нейтронов в реакторе складывается из образования новых нейтронов в процессе деления, поглощения их ядрами различных материалов активной зоны и утечки нейтронов за пределы активной зоны. Для поддержания реакции деления на постоянном уровне необходимо поддерживать равенство генерации и убыли нейтронов.

Реактор состоит из центральной части – активной зоны (рис.7.3), в которой расположено топливо (ТВЭЛы, омываемые теплоносителем). Практически у всех существующих реакторов отвод теплоты из активной зоны осуществляется теплоносителем, циркулирующим через активную зону. Теплоносителем могут быть обычная и тяжелая вода, металлы (натрий и др.) и газы.

Активная зона окружена отражателем, который служит для уменьшения утечки нейтронов. В реакторах на тепловых нейтронах он выполняется из тех же материалов, что и замедлитель. В реакторах на быстрых нейтронах роль отражателя выполняют материалы 238U или 232Th, которые при взаимодействии с нейтронами образуют делящиеся нуклоны.

В реакторах на тепловых нейтронах ТВЭЛы располагаются в регулярных решетках, в промежутках которых располагается замедлитель.

Управление процессом деления осуществляется изменением реактивности с помощью регулирующих органов, располагаемых в активной зоне. Их изготовляют из материалов, которые хорошо поглощают нейтроны
(B-бор, Cd-кадмий, Hf-гафний и др.).





Рисунок 7.3 – Принципиальная схема реактора:

1 – замедлитель; 2 – детекторы; 3 – отражатель; 4 – теплоноситель;
5 – ядерное топливо (ТВЭЛы); 6 – внешняя граница активной зоны;
7 – регулирующий стержень; 8 – корпус реактора; 9 – биологическая защита


Регулирующие органы подразделяются на 3 вида: компенсирования избыточной реактивности, автоматического поддержания заданной мощности (автоматического регулирования) и быстрого прекращения процесса деления (аварийной защиты).

Первые обеспечивают компенсацию избыточной реактивности, которая закладывается в исходном состоянии. Другие, поддерживают мощность реактора на заданном уровне при различных флуктуациях процесса. Третьи, обеспечивают прекращение процесса деления при отклонении необходимых параметров (не только собственно реактора, но и всей энергетической установки).

Для контроля за работой реактора в активной зоне и около ее размещены детекторы, измеряющие параметры процесса. По этим показателям определяют режим работы реактора и управляют его работой.

Элементы активной зоны устанавливаются и монтируются на внутриреакторных конструкциях, к которым относятся опорные конструкции, защитные экраны, а также каналы для организации движения теплоносителя внутри реактора и т.д.

Корпус реактора является элементом конструкции, внутри которого размещены активная зона и все внутриреакторные устройства. При этом корпус может быть нагружен и не нагружен давлением теплоносителя. Если теплоноситель проходит по отдельным каналам, в которых располагается топливо, корпус не нагружен давлением теплоносителя, и его называют кожухом.

Для обеспечения радиационной защиты обслуживающего персонала в помещениях, примыкающих к реактору, корпус окружают биологической защитой, изготавливаемой из материалов, хорошо поглощающих нейтронное и –излучение.


7.2.2. Особенности ядерных реакторов


Ядерным реакторам, независимо от их типа, присущи следующие специфические особенности. Ядерное топливо – источник энергии в реакторе – отличается высокой энергоемкостью (при полном делении 1кг 235U высвобождается энергия, равная 81013 Дж, а при сгорании 1кг органического топлива выделяется энергия порядка (3…5)107 Дж, в зависимости от вида топлива). В этом заключается основное преимущество ядерного топлива. В таблице 7.2 представлены годовые потребности в топливе электростанций одинаковой электрической мощности разных типов.

Способ «сжигания» ядерного топлива в реакторе отличается от способа сжигания органического топлива, необходимое количество которого постоянно подается в зоны горения, соединяясь с окислителем при определенной температуре, оно сгорает. Несгоревшие остатки, примеси и продукты сгорания (дымовые газы) удаляются в окружающее пространство. При этом, некоторая часть выделившейся тепловой энергии теряется безвозвратно с продуктами сгорания, загрязняющими окружающую среду.

В ядерный реактор порциями загружается топливо, которое после «выгорания» вместе с накопившимися продуктами деления и другими, нетопливными материалами, входящими в состав ТВЕЛов, полностью или частично выгружается из реактора. Время, в течение которого ядерное топливо находится в реакторе, может составлять несколько лет.

Для работы ядерного реактора не требуется окислитель, то есть не используется кислород атмосферы, и продукты сгорания не загрязняют окружающую среду. Это особенно важно при использовании ядерных реакторов в качестве двигателей подводных судов и космических объектов.

Таблица 7.2 – Годовые потребности электростанций мощностью
1000 МВт (эл) в топливе

Характеристика

На угле

На нефти


На ядерном
топливе

Количество топлива

2,2106 т

1,5106 т

150 т природного урана

Хранение
топлива

40 га

(4000100 м)

25 га (50 резервуаров по 3000 м3)

50 м3 (66 контейне­ров по 3 т каждый)

Стоимость
топлива (во фр. франках)

450 млн.

600 млн.

6 млн.

Транспорт

22 насыпных сухогруза по 10000 т – по одному каждые 16 суток

1500 барж по
1000 т (4 баржи ежедневно)

2 железнодорожных вагона или 7 грузовых автомобилей


Ядерные реакторы характеризуются очень высокой теплонапряженностью активной зоны. Тепловые потоки на теплоотдающих поверхностях в реакторах составляют 106 Вт/м2, а объемное тепловыделение в топливе – 109Вт/м3. Значения аналогичных характеристик в любых других источниках теплоты на несколько порядков меньше. Тепловыделение в реакторе неравномерно по объему активной зоны. Это требует принятия определенных мер для обеспечения соответствия между тепловыделением и теплообъемом.

Особенностью теплофизики ядерных реакторов является наличие тепловыделения не только в ядерном топливе, но и в конструкционных материалах. Доля этой теплоты в общем тепловыделении составляет несколько процентов (6%), что требует организации специального отвода теплоты от конструкционных материалов.

После остановки ядерного реактора (прекращения процесса деления) в отличие от источников теплоты на органическом топливе в активной зоне продолжает генерироваться тепловая энергия. Эта остаточная энергия выделяется вследствие радиационных процессов, в результате которых образовавшиеся при делении нестабильные радиоактивные осколки превращаются в стабильные продукты деления. Отвод остаточного тепловыделения в течение длительного времени обеспечивается либо штатной системой циркуляции теплоносителя, либо с помощью специальной системы отвода теплоты.

Протекающие в реакторе процессы сопровождаются излучением, оказывающим определенное воздействие на материалы, из которых изготовлены узлы реактора, и на обслуживающий персонал. В результате материалы изменяют свои прочностные и другие характеристики. Важную проблему представляет организация хранения и транспортировки отработанного ядерного топлива и его переработка.

К конструкции реактора предъявляются чрезвычайно высокие требования для обеспечения надежности и безопасности его работы, а также расхолаживания в аварийных ситуациях.


7.2.3. Типы реакторов АЭС


Ядерные реакторы различаются по параметрам, конструкционному исполнению, назначению и ряду других отличительных признаков, основные из которых следующие:

  • энергия нейтронов, при взаимодействии с которыми происходит деление тяжелых ядер;

  • материал замедлителя в реакторах на тепловых нейтронах;

  • вид и параметры теплоносителя;

  • назначение и конструкционное исполнение.
  1   2   3

Схожі:

С которой нуклоны удерживаются в связанном состоянии iconИнформационная модель педагогической системы
Существует она, как и все подобные системы, до тех пор, пока находится в равновесном состоянии, точнее в минимально неравновесном...
С которой нуклоны удерживаются в связанном состоянии iconТомас Мор Утопия вторая книга беседы, которую вел рафаил гитлодей, о наилучшем состоянии государства, в передаче лондонского гражданина и виконта томаса мора
Беседы, которую вел рафаил гитлодей, о наилучшем состоянии государства, в передаче лондонского гражданина и виконта томаса мора
С которой нуклоны удерживаются в связанном состоянии icon11) 77236 (19) ua (51) мпк
Способ физического моделирования процессов деформирования непрерывнолитых слитков в жидкотвердом состоянии
С которой нуклоны удерживаются в связанном состоянии iconГост 11269-76 межгосударственный стандарт
Настоящий стандарт распространяется на листовой и широкополосный универсальный прокат из легированной высококачественной стали специального...
С которой нуклоны удерживаются в связанном состоянии iconТесты для контроля качества знаний студентов Модуль №2 «Физиология висцеральных систем»
...
С которой нуклоны удерживаются в связанном состоянии iconТестовый контроль. См занятие 18
Менингеальный синдром умеренный. Частота сердечных сокращений 130 в мин, артериальное давление 60/20 мм рт ст., критическое ухудшения...
С которой нуклоны удерживаются в связанном состоянии iconAbstract Genetic programming as the method of data comressing
Основная работа по организации и осуществлению наблюдений, сбора и обработки информации о состоянии гидросферы выполняется национальными...
С которой нуклоны удерживаются в связанном состоянии iconЗначение системы экологического мониторинга в процессе оценки экодеструктивности глобального потепления и. В. Телепенко, аспирант
Еще в конце 60-х гг. ХХ столетия начало распространяться осознание необходимости в скоординированности усилий по сбору, хранению...
С которой нуклоны удерживаются в связанном состоянии icon11) 75537 (19) ua (51) мпк
Способ обжатия непрерывнолитых блюмов и заготовок в жидко-твердом состоянии, при котором обжатие блюмов и заготовок осуществляют...
С которой нуклоны удерживаются в связанном состоянии iconКалинин Виталий Леонидович. Репликация генома
А спарены с Т, а остатки g c C). Лишь у некоторых фагов и эукариотических вирусов геномная ДНК может находиться в однонитевом состоянии....
Додайте кнопку на своєму сайті:
Документи


База даних захищена авторським правом ©zavantag.com 2000-2013
При копіюванні матеріалу обов'язкове зазначення активного посилання відкритою для індексації.
звернутися до адміністрації
Документи