Виктор Михайлов - Физические основы получения атомной энергии
- Название:Физические основы получения атомной энергии
- Автор:
- Жанр:
- Издательство:Военное Издательство Министерства обороны Союза ССР
- Год:1958
- Город:Москва
- ISBN:нет данных
- Рейтинг:
- Избранное:Добавить в избранное
-
Отзывы:
-
Ваша оценка:
Виктор Михайлов - Физические основы получения атомной энергии краткое содержание
2 0
/i/53/718753/Grinya2003.png
0
/i/53/718753/CoolReader.png
Физические основы получения атомной энергии - читать онлайн бесплатно полную версию (весь текст целиком)
Интервал:
Закладка:
Несколько хуже по своим замедляющим свойствам бериллий и графит (углерод). Но так как тяжелая вода является сравнительно дорогим продуктом, чаще всего в качестве замедлителя применяют хорошо очищенный графит — значительно более доступный и дешевый материал.
Имеется второй способ осуществления цепной реакции без взрыва, основанный на искусственном увеличении в уране процентного содержания легкого изотопа — урана 235, то есть в применении так называемого обогащенного урана. В обогащенном уране нейтроны чаще сталкиваются с ядрами урана 235 и производят их деление с испусканием новых нейтронов. Поэтому, если взять кусок обогащенного урана достаточной величины, то число возникающих нейтронов будет столь велико, что, несмотря на потерю части их вследствие поглощения ядрами урана 238 и утечки за пределы куска, коэффициент размножения K будет равен единице. Масса и размеры такого куска называются соответственно критическими. Чем больше степень обогащения, то есть процент содержания урана 235, тем меньше при прочих равных условиях критические размеры и масса.
Используемое в атомной бомбе ядерное ВВ представляет собой максимально обогащенный уран, содержащий изотоп 235 в количестве более 90%. В установках для получения ядерной энергии в промышленных целях столь высокая степень обогащения не требуется.
Осуществление цепной реакции без взрыва возможно также путем применения обоих рассмотренных нами способов, то есть с одновременным использованием замедлителя нейтронов и обогащенного урана.
Цепная реакция без взрыва называется управляемой, или контролируемой, так как скорость (мощность) ее можно регулировать. Для этого применяют так называемые управляющие(регулирующие) стержни, содержащие вещества, хорошо поглощающие нейтроны (кадмий, бор и др.). Вдвигая или выдвигая такие стержни внутрь объема, занятого ураном с замедлителем, можно изменять число нейтронов, производящих деления, и тем самым изменять коэффициент размножения K . Изменяя величину K , получаем возможность управлять скоростью цепной реакции и, следовательно, регулировать ее мощность.
Тут же необходимо заметить, что возможность управления цепной реакцией в уране обусловлена исключительно наличием в нем запаздывающих нейтронов. Без этих нейтронов, если бы реакция шла на одних мгновенных нейтронах, регулирование скорости реакции было бы невозможно. Действительно, от момента вылета мгновенного нейтрона до поглощения его каким-либо ядром проходит всего 0,001 сек. Поэтому при K >1 цепная реакция на мгновенных нейтронах развивается столь стремительно, что невозможно обычными техническими средствами «успеть» за ней. Наличие запаздывающих нейтронов, вылетающих с задержкой до 80 сек., делает возможным управление реакцией при значениях коэффициента размножения K , близких к единице.
Такое устройство, в котором осуществляется управляемая цепная реакция, называется ядерным, или атомным, реактором.
2. Принципиальная схема ядерного реактораВ настоящее время наиболее распространены уран-графитовыереакторы, в которых природный уран является ядерным горючим, а графит — замедлителем. Принципиальная схема такого реактора дана на рис. 41. В средней части реактора внутри большого остова из графита 1 расположены стержни 2 из природного урана, покрытого алюминиевой оболочкой. Диаметр урановых стержней рассчитывается так, чтобы нейтроны, возникающие при делении, не испытывали много столкновений в уране, а быстро выходили в замедлитель. Иначе уран 238 может поглотить много нейтронов. Замедляясь в графите, быстрый нейтрон становится тепловым и после ряда столкновений с ядрами замедлителя и тяжелого изотопа урана 238 встретится в конце концов в каком-нибудь урановом стержне с ядром урана 235 и произведет его деление. При этом вновь появятся быстрые нейтроны, чем и поддерживается цепная реакция.

Графит с урановыми стержнями образуют активную зонуреактора, которая окружается отражателем 3 , то есть веществом, отражающим нейтроны, движущиеся наружу, обратно в активную зону, и тем самым уменьшающим необходимые для развития цепной реакции критические размеры реактора. Отражение нейтронов — сложный процесс, в котором используются такие же упругие столкновения нейтронов с ядрами отражателя, которые происходят в замедлителе. Поэтому в качестве отражателя нейтронов может быть использован тот же графит (углерод).
После ряда столкновений с ядрами углерода небольшая часть нейтронов вернется обратно в активную зону реактора и примет участие в цепной реакции. Значительная же часть нейтронов все же выходит наружу. Поэтому реактор окружается так называемой биологической защитой, чаще всего бетонной стенкой 4 , предохраняющей обслуживающий персонал от вредного действия нейтронного и радиоактивного излучения. Толщина бетона бывает разной в зависимости от мощности реактора и иногда доходит до 3 м и более.
В любом куске урана, а следовательно, и в уран-графитовом реакторе, независимо от того, идет ли в нем цепная реакция или нет, непрерывно выделяется ядерная энергия. Это происходит за счет самопроизвольного деления ядер урана.
Выше уже говорилось о том, что в 1 кг урана за 1 секунду происходит в среднем около 6–7 делений. Принимая во внимание это число и учитывая, что в каждом делении освобождается в виде тепла около 160 Мэв ядерной энергии, можно подсчитать, мощность выделяемой за счет самопроизвольного деления энергии. Это будет начальная мощность реактора. Для реактора, в который загружено около 1 т природного урана, начальная мощность составляет менее 10 -10 квт . Это, конечно, ничтожная мощность, но ее вполне достаточно для начала цепной реакции.
Количество загружаемого в реактор урана должно превышать критическую массу. Одной из причин этого является необходимость получить коэффициент размножения больше единицы, так как только при этом условии возможно увеличить количество нейтронов, а следовательно, и число делений в 1 секунду до значения, обеспечивающего работу реактора с заданной мощностью. Чтобы цепная реакция не началась преждевременно, загрузка урана производится при полностью введенных управляющих стержнях 8 , изготовленных из металлического кадмия или бористой стали. Поглощение нейтронов стержнями при таком их положении приводит к уменьшению коэффициента размножения ( K <1) и препятствует началу цепной реакции.
Читать дальшеИнтервал:
Закладка: