اصل عملکرد یک راکتور هسته ای اتم "صلح آمیز" تنظیم سرعت شکافت هسته ای اتم های سنگین

عقب به جلو

توجه! پیش نمایش اسلایدها فقط برای مقاصد اطلاعاتی است و ممکن است نشان دهنده همه ویژگی های ارائه نباشد. اگر به این کار علاقه مند هستید، لطفا نسخه کامل آن را دانلود کنید.

اهداف درس:

• آموزشی: به روز رسانی دانش موجود؛ ادامه شکل گیری مفاهیم: شکافت هسته های اورانیوم، واکنش زنجیره ای هسته ای، شرایط وقوع آن، جرم بحرانی. معرفی مفاهیم جدید: راکتور هسته ای، عناصر اصلی یک راکتور هسته ای، ساختار یک راکتور هسته ای و اصل عملکرد آن، کنترل واکنش هسته ای، طبقه بندی راکتورهای هسته ای و استفاده از آنها.
• آموزشی: به توسعه مهارت های مشاهده و نتیجه گیری و همچنین توسعه توانایی های فکری و کنجکاوی دانش آموزان ادامه دهید.
• آموزشی: به توسعه نگرش نسبت به فیزیک به عنوان یک علم تجربی ادامه دهید. نگرش وظیفه شناسانه به کار، نظم و انضباط و نگرش مثبت نسبت به دانش را پرورش دهید.

نوع درس:یادگیری مطالب جدید

تجهیزات:نصب چند رسانه ای

در طول کلاس ها

1. لحظه سازمانی.

بچه ها! امروز در درس ما شکافت هسته های اورانیوم، واکنش زنجیره ای هسته ای، شرایط وقوع آن، جرم بحرانی را تکرار می کنیم، خواهیم آموخت که راکتور هسته ای چیست، عناصر اصلی راکتور هسته ای، ساختار راکتور هسته ای و اصل عملکرد آن، کنترل واکنش هسته ای، طبقه بندی راکتورهای هسته ای و استفاده از آنها.

2. بررسی مطالب مورد مطالعه.

1. مکانیسم شکافت هسته های اورانیوم.
2. در مورد مکانیسم واکنش زنجیره ای هسته ای به ما بگویید.
3. نمونه ای از واکنش شکافت هسته ای هسته اورانیوم را بیاورید.
4. چه چیزی جرم بحرانی نامیده می شود؟
5. اگر جرم اورانیوم کمتر از بحرانی یا بیشتر از بحرانی باشد، چگونه یک واکنش زنجیره ای در اورانیوم رخ می دهد؟
6. جرم بحرانی اورانیوم 295 چقدر است؟آیا می توان جرم بحرانی را کاهش داد؟
7. از چه راه هایی می توانید مسیر یک واکنش زنجیره ای هسته ای را تغییر دهید؟
8. هدف از کاهش سرعت نوترون های سریع چیست؟
9. چه موادی به عنوان تعدیل کننده استفاده می شود؟
10. با توجه به چه عواملی می توان تعداد نوترون های آزاد در یک قطعه اورانیوم را افزایش داد و از این طریق امکان وقوع واکنش در آن را تضمین کرد؟

3. توضیح مطالب جدید.

بچه ها به این سوال پاسخ دهید: بخش اصلی هر نیروگاه هسته ای چیست؟ ( راکتور هسته ای)

آفرین. بنابراین، بچه ها، اکنون اجازه دهید این موضوع را با جزئیات بیشتری بررسی کنیم.

مرجع تاریخی

ایگور واسیلیویچ کورچاتوف فیزیکدان برجسته شوروی، آکادمیک، مؤسس و اولین مدیر مؤسسه انرژی اتمی از سال 1943 تا 1960، مدیر ارشد علمی مشکل اتمی در اتحاد جماهیر شوروی، یکی از بنیانگذاران استفاده از انرژی هسته ای برای اهداف صلح آمیز است. . آکادمی آکادمی علوم اتحاد جماهیر شوروی (1943). اولین بمب اتمی شوروی در سال 1949 آزمایش شد. چهار سال بعد، اولین بمب هیدروژنی جهان با موفقیت آزمایش شد. و در سال 1949، ایگور واسیلیویچ کورچاتوف کار بر روی یک پروژه نیروگاه هسته ای را آغاز کرد. نیروگاه هسته ای منادی استفاده صلح آمیز از انرژی اتمی است. این پروژه با موفقیت به پایان رسید: در 27 جولای 1954، نیروگاه هسته ای ما اولین نیروگاه در جهان شد! کورچاتوف مثل یک بچه شادی کرد و لذت برد!

تعریف راکتور هسته ای

راکتور هسته ای وسیله ای است که در آن یک واکنش زنجیره ای کنترل شده شکافت هسته های سنگین خاص انجام و نگهداری می شود.

اولین راکتور هسته ای در سال 1942 در ایالات متحده آمریکا به رهبری E. Fermi ساخته شد. در کشور ما، اولین راکتور در سال 1946 به رهبری I.V. Kurchatov ساخته شد.

عناصر اصلی یک راکتور هسته ای عبارتند از:

• سوخت هسته ای (اورانیوم 235، اورانیوم 238، پلوتونیوم 239)؛
• تعدیل کننده نوترون (آب سنگین، گرافیت و غیره)؛
• خنک کننده برای حذف انرژی تولید شده در حین کار راکتور (آب، سدیم مایع و غیره)؛
• میله های کنترل (بور، کادمیوم) - نوترون های بسیار جذب کننده
• پوسته محافظی که تابش را مسدود می کند (بتن با پرکننده آهن).

اصول کارکرد، اصول جراحی، اصول عملکرد راکتور هسته ای

سوخت هسته ای به صورت میله های عمودی به نام عناصر سوخت (عناصر سوختی) در هسته قرار دارد. میله های سوخت برای تنظیم توان راکتور طراحی شده اند.

جرم هر میله سوخت به طور قابل توجهی کمتر از جرم بحرانی است، بنابراین یک واکنش زنجیره ای نمی تواند در یک میله رخ دهد. پس از غوطه ور شدن تمام میله های اورانیوم در هسته شروع می شود.

هسته توسط لایه ای از ماده احاطه شده است که نوترون ها را منعکس می کند (بازتابنده) و یک پوسته محافظ از بتن که نوترون ها و سایر ذرات را به دام می اندازد.

حذف حرارت از پیل های سوختی مایع خنک‌کننده، آب، میله را می‌شوید، با فشار بالا تا دمای 300 درجه سانتی‌گراد گرم می‌شود و وارد مبدل‌های حرارتی می‌شود.

نقش مبدل حرارتی این است که آب گرم شده تا دمای 300 درجه سانتیگراد گرما را به آب معمولی می دهد و به بخار تبدیل می شود.

کنترل واکنش هسته ای

راکتور با استفاده از میله های حاوی کادمیوم یا بور کنترل می شود. هنگامی که میله ها از هسته راکتور کشیده می شوند، K> 1، و هنگامی که به طور کامل جمع می شوند - K< 1. Вдвигая стержни внутрь активной зоны, можно в любой момент времени приостановить развитие цепной реакции. Управление ядерными реакторами осуществляется дистанционно с помощью ЭВМ.

راکتور نوترونی کند

موثرترین شکافت هسته های اورانیوم 235 تحت تأثیر نوترون های آهسته رخ می دهد. به این گونه راکتورها راکتورهای نوترونی کند می گویند. نوترون های ثانویه تولید شده توسط یک واکنش شکافت سریع هستند. برای اینکه تعامل بعدی آنها با هسته های اورانیوم 235 در واکنش زنجیره ای مؤثرتر باشد، با وارد کردن یک تعدیل کننده به هسته - ماده ای که انرژی جنبشی نوترون ها را کاهش می دهد - سرعت آنها کاهش می یابد.

راکتور نوترونی سریع

راکتورهای نوترونی سریع نمی توانند با اورانیوم طبیعی کار کنند. واکنش را فقط می توان در یک مخلوط غنی شده حاوی حداقل 15 درصد ایزوتوپ اورانیوم حفظ کرد. مزیت راکتورهای نوترونی سریع این است که عملکرد آنها مقدار قابل توجهی پلوتونیوم تولید می کند که می تواند به عنوان سوخت هسته ای استفاده شود.

راکتورهای همگن و ناهمگن

راکتورهای هسته ای بسته به محل نسبی سوخت و تعدیل کننده به دو دسته همگن و ناهمگن تقسیم می شوند. در یک راکتور همگن، هسته یک توده همگن از سوخت، تعدیل کننده و خنک کننده به شکل محلول، مخلوط یا مذاب است. رآکتوری که در آن سوخت به شکل بلوک یا مجموعه سوخت در یک تعدیل کننده قرار می گیرد و یک شبکه هندسی منظم در آن تشکیل می دهد، ناهمگن نامیده می شود.

تبدیل انرژی داخلی هسته اتم به انرژی الکتریکی.

راکتور هسته ای عنصر اصلی یک نیروگاه هسته ای (NPP) است که انرژی هسته ای حرارتی را به انرژی الکتریکی تبدیل می کند. تبدیل انرژی بر اساس طرح زیر انجام می شود:

• انرژی داخلی هسته اورانیوم -
• انرژی جنبشی نوترون ها و قطعات هسته ای -
• انرژی درونی آب -
• انرژی داخلی بخار -
• انرژی جنبشی بخار -
• انرژی جنبشی روتور توربین و روتور ژنراتور -
• انرژی الکتریکی.

استفاده از راکتورهای هسته ای

بسته به هدف، راکتورهای هسته ای می توانند راکتورهای قدرت، مبدل و پرورش دهنده، تحقیقاتی و چند منظوره، حمل و نقل و صنعتی باشند.

راکتورهای انرژی هسته ای برای تولید برق در نیروگاه های هسته ای، نیروگاه های کشتی، نیروگاه های حرارتی و نیروگاه های ترکیبی هسته ای و ایستگاه های تامین حرارت هسته ای استفاده می شوند.

راکتورهایی که برای تولید سوخت هسته ای ثانویه از اورانیوم و توریم طبیعی طراحی شده اند، مبدل یا پرورش دهنده نامیده می شوند. در راکتور مبدل، سوخت هسته ای ثانویه کمتر از آنچه در ابتدا مصرف می شد تولید می کند.

در یک راکتور پرورش دهنده، بازتولید گسترده سوخت هسته ای انجام می شود، یعنی. معلوم می شود بیشتر از هزینه شده است.

راکتورهای تحقیقاتی برای مطالعه فرآیندهای برهمکنش نوترون ها با ماده، مطالعه رفتار مواد راکتور در زمینه های شدید تابش نوترون و گاما، تحقیقات رادیوشیمیایی و بیولوژیکی، تولید ایزوتوپ ها و تحقیقات تجربی در مورد فیزیک راکتورهای هسته ای استفاده می شوند.

راکتورها دارای توان های مختلف، حالت های ثابت یا پالسی هستند. راکتورهای چند منظوره آنهایی هستند که اهداف مختلفی مانند تولید انرژی و تولید سوخت هسته ای را انجام می دهند.

بلایای زیست محیطی در نیروگاه های هسته ای

• 1957 - تصادف در بریتانیا
• 1966 - ذوب بخشی از هسته پس از شکست خنک کننده راکتور در نزدیکی دیترویت.
• 1971 - مقدار زیادی آب آلوده به رودخانه ایالات متحده رفت
• 1979 - بزرگترین تصادف در ایالات متحده آمریکا
• 1982 - انتشار بخار رادیواکتیو در جو
• 1983 - یک حادثه وحشتناک در کانادا (آب رادیواکتیو به مدت 20 دقیقه - یک تن در دقیقه)
• 1986 - تصادف در بریتانیا
• 1986 - تصادف در آلمان
• 1986 - نیروگاه هسته ای چرنوبیل
• 1988 - آتش سوزی در یک نیروگاه هسته ای در ژاپن

نیروگاه های هسته ای مدرن مجهز به رایانه های شخصی هستند، اما قبلا، حتی پس از یک حادثه، راکتورها به کار خود ادامه دادند، زیرا سیستم خاموش شدن خودکار وجود نداشت.

4. تعمیر مواد.

1. راکتور هسته ای چه نام دارد؟
2. سوخت هسته ای در یک راکتور چیست؟
3. چه ماده ای به عنوان تعدیل کننده نوترون در یک راکتور هسته ای عمل می کند؟
4. هدف از تعدیل کننده نوترونی چیست؟
5. میله های کنترل برای چه مواردی استفاده می شود؟ چگونه مورد استفاده قرار می گیرند؟
6. چه چیزی به عنوان خنک کننده در راکتورهای هسته ای استفاده می شود؟
7. چرا لازم است که جرم هر میله اورانیوم کمتر از جرم بحرانی باشد؟

5. اجرای تست.

1. چه ذراتی در شکافت هسته اورانیوم نقش دارند؟
   پروتون A.
   B. نوترون ها;
   ب. الکترونها;
   G. هسته هلیوم.
2. چه جرمی از اورانیوم حیاتی است؟
   الف. بزرگترین واکنش زنجیره ای که در آن ممکن است.
   ب. هر جرمی.
   ب. کوچکترین واکنش زنجیره ای که در آن امکان پذیر است.
   د. جرمی که واکنش در آن متوقف خواهد شد.
3. جرم بحرانی تقریبی اورانیوم 235 چقدر است؟
   الف. 9 کیلوگرم;
   ب 20 کیلوگرم;
   ب 50 کیلوگرم;
   G. 90 کیلوگرم.
4. کدام یک از مواد زیر را می توان در راکتورهای هسته ای به عنوان تعدیل کننده نوترون استفاده کرد؟
   A. گرافیت;
   B. کادمیوم;
   ب. آب سنگین;
   G. بور.
5. برای اینکه یک واکنش زنجیره ای هسته ای در یک نیروگاه هسته ای رخ دهد، ضریب ضرب نوترون باید به صورت زیر باشد:
   الف برابر با 1 است.
   ب. بیش از 1;
   V. کمتر از 1.
6. سرعت شکافت هسته‌های اتم سنگین در راکتورهای هسته‌ای توسط موارد زیر کنترل می‌شود:
   الف. به دلیل جذب نوترون هنگام پایین آوردن میله ها با جاذب.
   ب. به دلیل افزایش حذف گرما با افزایش سرعت خنک کننده.
   ب- با افزایش عرضه برق به مصرف کنندگان.
   ز. با کاهش جرم سوخت هسته ای در هسته هنگام برداشتن میله ها با سوخت.
7. چه تحولات انرژی در یک راکتور هسته ای رخ می دهد؟
   الف) انرژی درونی هسته اتم به انرژی نور تبدیل می شود.
   ب) انرژی درونی هسته اتم به انرژی مکانیکی تبدیل می شود.
   ب) انرژی درونی هسته اتم به انرژی الکتریکی تبدیل می شود.
   د. هیچ یک از پاسخ ها صحیح نیست.
8. در سال 1946 اولین رآکتور هسته ای در اتحاد جماهیر شوروی ساخته شد. رهبر این پروژه چه کسی بود؟
   A. S. Korolev;
   B. I. Kurchatov;
   V. D. ساخاروف;
   G. A. Prokhorov.
9. کدام راه را برای افزایش قابلیت اطمینان نیروگاه های اتمی و جلوگیری از آلودگی محیط بیرونی قابل قبول می دانید؟
   الف. توسعه راکتورهایی که قادر به خنک کردن خودکار هسته راکتور بدون توجه به اراده اپراتور هستند.
   ب. افزایش سواد عملیات NPP، سطح آمادگی حرفه ای اپراتورهای NPP.
   ب. توسعه فن آوری های بسیار کارآمد برای برچیدن نیروگاه های هسته ای و پردازش زباله های رادیواکتیو.
   د. محل رآکتورها در اعماق زمین.
   د- امتناع از ساخت و راه اندازی نیروگاه هسته ای.
10. چه منابع آلودگی زیست محیطی با بهره برداری از نیروگاه های هسته ای مرتبط است؟
    الف. صنعت اورانیوم;
    ب. راکتورهای هسته ای از انواع مختلف.
    ب. صنایع رادیوشیمیایی;
    د. مکان های پردازش و دفع زباله های رادیواکتیو.
    د. استفاده از رادیونوکلئیدها در اقتصاد ملی.
    E. انفجارهای هسته ای.

پاسخ ها: 1 B; 2 V; 3 ولت; 4 A, B; 5 A; 6 A; 7 ولت؛. 8 B; 9 B.V; 10 الف، ب، ج، د، ای.

6. خلاصه درس.

امروز در کلاس چه چیز جدیدی یاد گرفتید؟

چه چیزی را در مورد درس دوست داشتید؟

چه سوالاتی دارید؟

از کار شما در درس متشکرم!

پس از انجام یک واکنش زنجیره ای کنترل نشده، که به دست آوردن مقدار عظیمی از انرژی را ممکن کرد، دانشمندان وظیفه اجرای یک واکنش زنجیره ای کنترل شده را تعیین کردند. ماهیت یک واکنش زنجیره ای کنترل شده در توانایی کنترل نوترون ها نهفته است. این اصل با موفقیت در نیروگاه های هسته ای (NPP) به کار گرفته شده است.

انرژی شکافت هسته های اورانیوم در نیروگاه های هسته ای (NPP) استفاده می شود. فرآیند شکافت اورانیوم بسیار خطرناک است. بنابراین، راکتورهای هسته ای توسط پوسته های محافظ متراکم احاطه شده اند. نوع متداول راکتور آب تحت فشار است.

خنک کننده آب است. آب سرد تحت فشار بسیار زیاد وارد راکتور می شود که از جوشیدن آن جلوگیری می کند.

آب سردی که از هسته راکتور عبور می کند نیز به عنوان تعدیل کننده عمل می کند - سرعت نوترون های سریع را کاهش می دهد به طوری که آنها به هسته های اورانیوم برخورد می کنند و باعث واکنش زنجیره ای می شوند.

سوخت هسته ای (اورانیوم) به شکل میله های مونتاژ سوخت در هسته قرار دارد. میله های سوخت در مجموعه با میله های کنترلی جایگزین می شوند که با جذب نوترون های سریع، سرعت شکافت هسته ای را تنظیم می کنند.

شکافت مقدار زیادی گرما آزاد می کند. آب گرم شده از هسته تحت فشار با دمای 300 درجه سانتیگراد خارج شده و وارد نیروگاهی می شود که ژنراتورها و توربین ها را در خود جای داده است.

آب داغ از راکتور، آب مدار ثانویه را به جوش می آورد. بخار به سمت پره های توربین هدایت می شود و آن را می چرخاند. شفت دوار انرژی را به ژنراتور منتقل می کند. در ژنراتور انرژی چرخشی مکانیکی به انرژی الکتریکی تبدیل می شود. بخار سرد می شود و آب به راکتور برمی گردد.

در نتیجه این فرآیندهای پیچیده، یک نیروگاه هسته ای جریان الکتریکی تولید می کند.

همانطور که می بینید، ایزوتوپ شکافت پذیر در میله های سوخت واقع در هسته راکتور قرار دارد و یک جرم بحرانی را تشکیل می دهد. واکنش هسته ای با استفاده از میله های کنترل ساخته شده از بور یا کادمیوم کنترل می شود. میله های کنترل، مانند میله های سوخت، در هسته راکتور قرار دارند و مانند اسفنجی که آب را جذب می کند، روی نوترون ها عمل کرده و آنها را جذب می کند. اپراتور NPP، با تنظیم تعداد میله های کنترل در هسته راکتور، سرعت فرآیند هسته ای را کنترل می کند: او با پایین آوردن میله های کنترل در هسته راکتور، سرعت آن را کاهش می دهد. یا با بالا بردن میله ها سرعت آن را افزایش می دهد.

به نظر می رسد که همه چیز فوق العاده است - انرژی هسته ای یک منبع تمام نشدنی برق با تکنولوژی بالا است و این آینده است. این چیزی بود که مردم تا 26 آگوست 1986 فکر می کردند. حادثه در واحد چهارم نیروگاه هسته ای چرنوبیل همه چیز را وارونه کرد - اتم "صلح آمیز" اگر با تحقیر برخورد شود معلوم شد که چندان صلح آمیز نیست.

مطالب بسیار زیادی در این مورد نوشته شده است. در اینجا جوهر (جوهر متراکم) فاجعه داده خواهد شد.

دلایل اصلی حادثه واحد چهارم نیروگاه هسته ای چرنوبیل:

1. یک برنامه به اندازه کافی خوب اندیشیده نشده برای یک آزمایش تکنولوژیکی در مورد فرسودگی یک توربوژنراتور.
2. محاسبات اشتباه توسط توسعه دهندگان راکتور هسته ای RBMK، که در آن فقدان اطلاعات عملیاتی در سیستم کنترل در مورد ذخیره واکنش پذیری در هسته نقش مهمی ایفا کرد.
3. «آزادی‌های» پرسنل نیروگاه هسته‌ای که آزمایش را انجام دادند و اجازه انحراف از مقررات مربوط به کار انجام شده را داد.

همه اینها با هم به فاجعه منجر شد. در میان متخصصانی که رویدادهای چرنوبیل را بررسی می کردند، چیزی شبیه به این فرمول وجود داشت: اپراتورها موفق شدند واحد را منفجر کنند و راکتور به آنها اجازه داد این کار را انجام دهند.. بخشی از گناه چرنوبیل تقریباً متوجه همه افراد است - و فیزیکدانانی که محاسبات را با استفاده از مدل های ساده شده انجام می دهند، و نصابانی که با بی دقتی درزها را جوش می دهند و اپراتورهایی که به خود اجازه می دهند مقررات کار را نادیده بگیرند.

آناتومی حادثه چرنوبیل به طور خلاصه

1. قدرت راکتور اجازه داده شد تا به مقدار بسیار کمی کاهش یابد (تقریباً 1٪ از مقدار اسمی). این برای راکتور "بد" است، زیرا در "حفره ید" می افتد و مسمومیت زنون راکتور شروع می شود. با توجه به رویکرد "عادی"، لازم بود راکتور خاموش شود، اما در این مورد آزمایش فرسودگی توربین با تمام عواقب اداری بعدی انجام نمی شد. در نتیجه، پرسنل NPP چرنوبیل تصمیم گرفتند قدرت راکتور را افزایش دهند و آزمایش را ادامه دهند.

2. از مطالب فوق مشخص است که اپراتور یک نیروگاه هسته ای می تواند با حرکت میله های کنترل به داخل هسته راکتور، سرعت واکنش هسته ای (قدرت راکتور) را کنترل کند. برای افزایش قدرت راکتور (برای تکمیل آزمایش)، تقریباً تمام میله های کنترل از هسته راکتور خارج شدند.

برای اینکه برای خواننده ای که با "ظرافت های هسته ای" آشنا نیست واضح تر شود، می توانیم قیاس زیر را با بار معلق روی فنر ارائه دهیم:

• بار (یا به عبارت بهتر موقعیت آن) قدرت راکتور است.
• فنر وسیله ای برای کنترل بار (قدرت راکتور) است.
• در حالت عادی، بار و فنر در حالت تعادل هستند - بار در ارتفاع معینی قرار دارد و فنر به میزان معینی کشیده می شود.
• هنگامی که قدرت راکتور قطع شد ("گودال ید")، بار به زمین رفت (و بسیار شدید رفت).
• برای "بیرون کشیدن" راکتور، اپراتور فنر را "کشید" (میله های کنترل را بیرون کشید؛ اما لازم بود دقیقا برعکس انجام شود - همه میله ها را وارد کنید و راکتور را خاموش کنید، یعنی فنر را آزاد کنید تا بار به زمین می افتد). اما سیستم بار - فنر مقداری اینرسی دارد و تا مدتی پس از اینکه اپراتور شروع به بالا کشیدن فنر کرد، بار همچنان به سمت پایین حرکت می کند. و اپراتور به بالا کشیدن ادامه می دهد.
• سرانجام ، بار به پایین ترین نقطه می رسد و تحت تأثیر نیروهای فنر (از قبل مناسب) شروع به حرکت به سمت بالا می کند - قدرت راکتور شروع به افزایش شدید می کند. بار سریعتر و سریعتر به سمت بالا پرواز می کند (یک واکنش زنجیره ای کنترل نشده با انتشار مقدار زیادی گرما) و اپراتور دیگر نمی تواند کاری برای خاموش کردن اینرسی حرکت رو به بالا بار انجام دهد. در نتیجه بار به پیشانی اپراتور برخورد می کند.

بله، اپراتورهای نیروگاه هسته ای چرنوبیل، که اجازه انفجار واحد نیرو را دادند، بالاترین هزینه را برای اشتباه خود پرداختند - جانشان.

چرا پرسنل NPP چرنوبیل اینگونه عمل کردند؟ یکی از دلایل این واقعیت بود که سیستم کنترل راکتور هسته ای اطلاعات عملیاتی در مورد فرآیندهای خطرناکی را که در راکتور رخ می دهد در اختیار اپراتور قرار نمی داد.

A.S. Dyatlov کتاب خود را اینگونه آغاز می کند "چرنوبیل. چگونه اتفاق افتاد":

در 26 آوریل 1986، در ساعت یک ساعت و بیست و سه دقیقه و چهل ثانیه، ناظر شیفت واحد شماره 4 نیروگاه هسته ای چرنوبیل، الکساندر آکیموف، دستور داد که راکتور پس از اتمام کار انجام شده، خاموش شود. قبل از خاموش کردن واحد برق برای تعمیرات برنامه ریزی شده. این فرمان در یک محیط کاری آرام صادر شد؛ سیستم کنترل متمرکز یک سیگنال اضطراری یا هشدار دهنده در مورد انحراف در پارامترهای راکتور یا سیستم های خدماتی را ثبت نمی کند. اپراتور رآکتور لئونید توپتونوف درپوش دکمه AZ را که از فشار اشتباه تصادفی محافظت می کند، برداشت و دکمه را فشار داد. در این سیگنال، 187 میله کنترل راکتور شروع به حرکت به سمت پایین به سمت هسته کردند. چراغ‌های نور پس‌زمینه روی برد یادگاری روشن شدند و فلش‌های نشانگر موقعیت میله شروع به حرکت کردند. الکساندر آکیموف، که نیمه چرخانده به سمت صفحه کنترل راکتور ایستاده بود، این را مشاهده کرد، همچنین دید که "خرگوش‌های" نشانگرهای عدم تعادل AR "به سمت چپ می‌چرخند" (بیان او) همانطور که باید باشد، که به معنای کاهش در قدرت راکتور، به پانل ایمنی تبدیل شد، که پشت آن در آزمایش مشاهده کردم.
اما بعد اتفاقی افتاد که حتی وحشی ترین تخیل هم نمی توانست پیش بینی کند. پس از کاهش جزئی، قدرت راکتور ناگهان با سرعت فزاینده ای شروع به افزایش کرد و سیگنال های هشدار ظاهر شد. L. Toptunov در مورد افزایش اضطراری قدرت فریاد زد. اما او نتوانست کاری انجام دهد. تنها کاری که او می توانست انجام دهد این بود که دکمه AZ را فشار دهید، میله های کنترل به منطقه فعال رفتند. او هیچ وسیله دیگری در اختیار ندارد. و بقیه هم همینطور. A. Akimov به تندی فریاد زد: "راکتور را خاموش کنید!" او به سمت صفحه کنترل پرید و کلاچ های الکترومغناطیسی درایوهای میله کنترل را خاموش کرد. عمل صحیح است، اما بی فایده است. از این گذشته ، منطق CPS ، یعنی تمام عناصر مدارهای منطقی آن به درستی کار می کردند ، میله ها به منطقه رفتند. اکنون مشخص است - پس از فشار دادن دکمه AZ هیچ اقدام صحیحی وجود نداشت ، هیچ وسیله نجاتی وجود نداشت. منطق دیگر شکست خورد!
دو انفجار قوی با فاصله کوتاهی دنبال شد. میله های AZ بدون اینکه حتی نیمی از راه را طی کنند از حرکت ایستادند. جای دیگری برای رفتن نداشتند.
در یک ساعت، بیست و سه دقیقه و چهل و هفت ثانیه، راکتور توسط یک نوسان نیرو با استفاده از نوترون های سریع نابود شد. این یک فروپاشی است، فاجعه ای نهایی که می تواند در یک راکتور برق رخ دهد. آنها آن را درک نکردند، برای آن آماده نشدند، هیچ تدابیر فنی برای بومی سازی در بلوک و ایستگاه ارائه نشد...

یعنی چند ثانیه قبل از فاجعه، پرسنل حتی به نزدیک شدن خطر هم مشکوک نشدند! پایان کل این وضعیت پوچ فشار دادن دکمه اضطراری بود، پس از آن انفجار رخ داد - شما در یک ماشین مسابقه می دهید و در مقابل مانعی ترمز را فشار می دهید، اما ماشین حتی بیشتر شتاب می دهد و با مانع برخورد می کند. انصافاً باید گفت که فشار دادن دکمه اضطراری به هیچ وجه نمی تواند بر وضعیت تأثیر بگذارد - فقط انفجار اجتناب ناپذیر راکتور را چند لحظه تسریع می کند ، اما واقعیت همچنان باقی است - حفاظت اضطراری راکتور را منفجر کرد !

تاثیر تشعشع بر انسان

چرا بلایای هسته ای ساخته دست بشر (بدون ذکر سلاح های هسته ای) اینقدر خطرناک هستند؟

واکنش‌های هسته‌ای علاوه بر آزاد شدن مقادیر عظیم انرژی که منجر به ویرانی‌های بزرگ می‌شود، با تشعشعات و در نتیجه آلودگی پرتوی منطقه همراه است.

چرا تشعشعات برای یک موجود زنده مضر است؟ اگر چنین آسیبی به همه موجودات وارد نمی کرد، آنوقت همه مدت ها پیش حادثه چرنوبیل را فراموش می کردند و بمب های اتمی به چپ و راست پرتاب می شدند.

تابش سلول های موجود زنده را به دو طریق از بین می برد:

1. به دلیل گرما (سوختگی اشعه)؛
2. به دلیل یونیزاسیون سلول ها (بیماری تشعشع).

ذرات رادیواکتیو و تابش خود انرژی جنبشی بالایی دارند. تابش گرما تولید می کند. این گرما، مشابه آفتاب سوختگی، باعث سوختگی ناشی از تشعشع می شود و بافت بدن را از بین می برد.

واکنش هسته‌ای نوترونی شکافت هسته‌های سنگین، همانطور که قبلاً اشاره شد، واکنش اصلی و مرکزی در راکتورهای هسته‌ای است. بنابراین، از همان ابتدا منطقی است که با مفاهیم فیزیکی واکنش شکافت و ویژگی های آن آشنا شویم که به هر نحوی اثر خود را در تمام جنبه های زندگی و زندگی روزمره پیچیده ترین مجموعه فنی به جای می گذارند. نیروگاه هسته ای نامیده می شود.

ایده ای از شکافت هسته اورانیوم-235 در تصاویر بصری در شکل 2.6 آورده شده است.

نوترون هسته با جرم A هسته مرکب برانگیخته قطعات شکافت

نوترون های شکافت

شکل 2.6. نمایش شماتیک از شکافت هسته ای 235 U.

بر اساس این نمودار، "معادله" واکنش شکافت تعمیم یافته (که منطقی است نه کاملا ریاضی) را می توان به صورت زیر نوشت:

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

- (F 1)* و (F 2)* - عناوین نمادین برانگیختهقطعات شکافت (شاخص (*) از این پس به عناصر ناپایدار، برانگیخته یا رادیواکتیو اشاره دارد). قطعه (F 1)* دارای جرم A 1 و بار Z 1، قطعه (F 2)* دارای جرم A 2 و بار Z 2 است.

-  5. 1 n مشخص شده است  5 نوترون شکافت به طور متوسط ​​در هر رویداد شکافت هسته اورانیوم 235 آزاد می شود.

- ،  و  - -ذرات، -ذرات و -کوانت ها که میانگین تعداد آنها در هر عمل شکافت هسته اورانیوم-235 به ترتیب برابر با a، b و c است.

E مقدار متوسط ​​انرژی آزاد شده در عمل شکافت است.

بار دیگر تأکید کنیم: عبارتی که در بالا نوشته شد معادله به معنای دقیق کلمه نیست. بلکه به سادگی یک شکل نمادگذاری آسان برای به خاطر سپردن است که ویژگی های اصلی واکنش شکافت نوترون را منعکس می کند:

الف) تشکیل قطعات شکافت؛

ب) تشکیل نوترون های آزاد جدید در حین شکافت که از این پس به اختصار آن را می نامیم. نوترون های شکافت؛

ج) رادیواکتیویته قطعات شکافت، که باعث تبدیل بیشتر آنها به سازندهای پایدارتر می شود، که منجر به تعدادی عوارض جانبی - مثبت، مفید و منفی می شود، که باید در هنگام طراحی، ساخت و راه اندازی راکتورهای هسته ای در نظر گرفته شود.

د) آزاد شدن انرژی در حین شکافت ویژگی اصلی واکنش شکافت است که امکان ایجاد پر انرژی راکتور هسته ای.

هر یک از فرآیندهای فیزیکی ذکر شده در بالا که همراه با واکنش شکافت هستند، نقش خاصی را در راکتور بازی می‌کنند و عملی خاص خود را دارند. معنی. بنابراین، اجازه دهید آنها را با جزئیات بیشتر بشناسیم.

2.2.1. تشکیل قطعات شکافت.یک عمل منفرد از شکافت هسته ای را می توان تا حدودی به عنوان یک پدیده یاد کرد تصادفیبا در نظر گرفتن این که هسته اورانیوم سنگین متشکل از 92 پروتون و 143 نوترون، اساساً قادر است به تعداد متفاوتی از قطعات با جرم اتمی متفاوت تقسیم شود. در این مورد، ارزیابی امکان تقسیم یک هسته به 2، 3 یا بیشتر قطعات را می توان با اندازه گیری های احتمالی نزدیک کرد. با توجه به داده های داده شده در، احتمال تقسیم یک هسته به دو قطعه بیش از 98٪ است، بنابراین، اکثریت قریب به اتفاق شکافت ها به شکل گیری دقیقاً دو قطعه ختم می شوند.

مطالعات طیف‌سنجی محصولات شکافت بیش از 600 قطعه شکافت کیفی متفاوت با جرم‌های اتمی متفاوت را شناسایی کرده‌اند. و در اینجا، در یک حادثه ظاهری، با تعداد زیادی لشکر، بلافاصله یکی ظاهر شد الگوی کلیکه به اختصار می توان به صورت زیر بیان کرد:

احتمال ظهور یک قطعه از یک جرم اتمی خاص در طول شکافت جرمی یک هسته خاص یک مشخصه ارزش کاملاً تعریف شده برای این هسته شکافت پذیر است.

این کمیت معمولا نامیده می شود بازده قطعه خاص ، که با یک حرف کوچک یونانی نشان داده می شود  من(گاما) با یک زیرنویس - نماد عنصر شیمیایی که این قطعه هسته آن است یا نماد یک ایزوتوپ.

به عنوان مثال، در آزمایشات فیزیکی ثبت شده است که یک قطعه زنون-135 (135 Xe) به طور متوسط ​​در هر هزار شکافت 235 هسته U ظاهر می شود. این بدان معنی است که بازده ویژه 135 قطعه Xe است

 Xe= 3/1000 = 0.003 از تمام تقسیمات،

و در رابطه با یک رویداد شکافت منفرد از هسته 235 U، مقدار  Xe = 0.003 = 0.3٪ - است. احتمال اینکه شکافت منجر به تشکیل یک قطعه شود 135 هه

ارزیابی واضحی از الگوی شکل گیری قطعات شکافت توده های اتمی مختلف توسط منحنی های بازده ویژه قطعات ارائه شده است (شکل 2.7).

10

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

برنج. 2.7. بازده ویژه قطعات شکافت با جرم های مختلف اتمی

در طول شکافت هسته 235 U (خط جامد) و 239 Pu (خط چین) هسته.

ماهیت این منحنی ها به ما این امکان را می دهد که نتیجه گیری کنیم:

الف) جرم اتمی قطعات تشکیل شده در طول شکافت، در اکثر موارد، در محدوده 70  165 amu قرار دارد. بازده ویژه قطعات سبک تر و سنگین تر بسیار کم است (از 10-4٪ تجاوز نمی کند).

ب) شکافت متقارن هسته ها (یعنی شکافت به دو قطعه با جرم مساوی) بسیار نادر است: بازده ویژه آنها برای هسته های اورانیوم-235 از 01/0 درصد و برای هسته های پلوتونیوم-239 از 04/0 درصد تجاوز نمی کند.

ج) اغلب تشکیل می شود ریه هاقطعات با اعداد جرمی در 83  104 amu. و سنگینقطعات با A = 128  149 a.m.u. (بازده ویژه آنها 1٪ یا بیشتر است).

د) شکافت 239 Pu تحت تأثیر نوترون های حرارتی منجر به تشکیل چندین شدیدترقطعات در مقایسه با قطعات شکافت 235 U.

*) در آینده، هنگام مطالعه سینتیک راکتور و فرآیندهای مسمومیت و سرباره شدن آن، هنگام ترسیم معادلات دیفرانسیل که توصیف می کنند، باید بیش از یک بار به مقادیر بازده ویژه بسیاری از قطعات شکافت اشاره کنیم. فرآیندهای فیزیکی در هسته راکتور

راحتی این مقدار این است که با دانستن سرعت واکنش شکافت (تعداد شکافت در واحد حجم ترکیب سوخت در واحد زمان) می توان سرعت تشکیل هر قطعه شکافت را محاسبه کرد که تجمع آن در راکتور به یک شکل بر عملکرد آن تأثیر می گذارد:

نرخ تولید قطعه i-امین =  من  (سرعت واکنش شکافت)

و یک نکته دیگر مربوط به تشکیل قطعات شکافت. قطعات شکافت تولید شده در طول شکافت انرژی های جنبشی بالابا انتقال انرژی جنبشی آنها در هنگام برخورد با اتم های محیط ترکیب سوخت، قطعات شکافت می شوند. افزایش سطح متوسط ​​انرژی جنبشی اتم ها و مولکول ها،که مطابق با ایده های نظریه جنبشی، توسط ما به عنوان افزایش دماترکیب سوخت یا چگونه تولید گرما در آن

بیشتر گرمای راکتور از این طریق تولید می شود.

این یک نقش مثبت خاص از تشکیل قطعات در فرآیند عملیاتی یک راکتور انرژی هسته ای است.

2.2.2. تولید نوترون های شکافت.پدیده فیزیکی کلیدی همراه با فرآیند شکافت هسته های سنگین است انتشار نوترون های سریع ثانویه توسط قطعات شکافت برانگیخته،در غیر این صورت تماس گرفت نوترون های سریعیا نوترون های شکافت

اهمیت این پدیده (کشف شده توسط F. Joliot-Curie و همکارانش - آلبانو و کووارسکی - در سال 1939) غیرقابل انکار است: به لطف آن است که در طول شکافت هسته‌های سنگین، نوترون‌های آزاد جدید جایگزین نوترون‌هایی می‌شوند که باعث شکافت شدند. این نوترون‌های جدید می‌توانند با دیگر هسته‌های شکافت‌پذیر موجود در سوخت تعامل داشته باشند و باعث شکافت آن‌ها و به دنبال آن انتشار نوترون‌های شکافت جدید و غیره شوند.یعنی به دلیل تشکیل نوترون های شکافت امکان پذیر می شود سازمان دادن فرآیندی از شکافت‌هایی که به طور یکنواخت و در زمان دنبال می‌شوند بدون اینکه نوترون‌های آزاد از منبع خارجی به محیط حاوی سوخت برسد. در چنین تحویلی، به سادگی، لازم نیست، تا زمانی که "ابزار"هایی که با کمک آنها شکافت هسته ای انجام می شود قرار دارند اینجا، در همین محیطدر یک حالت محدود در هسته های شکافت پذیر. برای "عملکرد" ​​نوترون های محدود شده، آنها فقط باید آزاد شوند، یعنی هسته باید به قطعات تقسیم شود، و سپس خود قطعات همه چیز را کامل می کنند: به دلیل حالت برانگیختگی آنها، "اضافی" منتشر می کنند. نوترون‌ها از ترکیب آن‌ها، در پایداری آن‌ها اختلال ایجاد می‌کند، و این در زمانی از مرتبه 10-15 - 10-13 ثانیه اتفاق می‌افتد که به ترتیب بزرگی با زمانی که هسته ترکیب در حالت برانگیخته باقی می‌ماند، اتفاق می‌افتد. این تصادف باعث ایجاد این ایده شد که نوترون های شکافت ظاهر می شوند نه از قطعات شکافت برانگیخته شده با نوترون های فوق اشباع پس از پایان شکافت، بلکه مستقیماً در آن دوره کوتاه زمانی که در طی آن شکافت هسته ای رخ می دهد.این نیست بعد ازعمل تقسیم، و در حیناین عمل، گویی همزمان با تخریب هسته. به همین دلیل، این نوترون ها اغلب نامیده می شوند نوترون های سریع

تجزیه و تحلیل ترکیبات احتمالی پروتون و نوترون در هسته های پایدار با جرم های مختلف اتمی (نمودار هسته های پایدار را به خاطر بسپارید) و مقایسه آنها با ترکیب کیفی محصولات شکافت نشان داد که احتمال تشکیلپایدار در طول شکافت قطعات بسیار کمی وجود دارد.این بدان معنی است که اکثریت قریب به اتفاق قطعات متولد می شوند ناپایدارو می تواند یک، دو، سه یا حتی بیشتر نوترون شکافت "اضافی" را برای پایداری خود منتشر کند، و واضح است که هر قطعه خاص برانگیخته باید منتشر کند. خودتان، کاملاً تعریف شده،تعداد نوترون های شکافت "اضافی" برای پایداری آن.

اما از آنجایی که هر قطعه با تعداد شکافت زیاد دارای یک بازده مشخص کاملاً مشخص است، پس با تعداد معینی شکافت، تعداد قطعات شکافت هر نوع تشکیل شده نیز مشخص خواهد بود، و در نتیجه، تعداد نوترون‌های شکافت گسیل شده توسط قطعات هر نوع نیز مشخص خواهند بود و این بدان معناست که تعداد کل آنها نیز مشخص خواهد بود. با تقسیم تعداد کل نوترون های تولید شده در شکافت ها بر تعداد شکافت هایی که در آنها تولید شده اند، باید به دست آوریم. میانگین تعداد نوترون های شکافت گسیل شده در یک رویداد شکافت، که بر اساس استدلال فوق نیز باید کاملاً تعریف شود و ثابت برای هر نوع هسته شکافت پذیر.این ثابت فیزیکی یک هسته شکافت پذیر تعیین شده است  .

طبق داده های سال 1998 (مقدار این ثابت به طور دوره ای بر اساس نتایج تجزیه و تحلیل آزمایش های فیزیکی در سراسر جهان به روز می شود) در طول شکافت تحت تأثیر نوترون های حرارتی

برای اورانیوم 235  5 = 2.416,

برای پلوتونیوم-239  9 = 2.862,

برای پلوتونیوم-241  1 = 2.938 و غیره

آخرین نکته مفید است: مقدار ثابت  به طور قابل توجهی به بزرگی انرژی جنبشی نوترون هایی که باعث شکافت می شوند بستگی دارد و با افزایش دومی، تقریباً به نسبت مستقیم با E افزایش می یابد.

برای دو هسته مهم شکافت پذیر، وابستگی های تقریبی (E) با عبارات تجربی توصیف می شوند:

برای اورانیوم 235  5 (E) = 2.416 + 0.1337 E;

برای پلوتونیوم-239  9 (E) = 2.862 + 0.1357 E.

*) انرژی نوترونی E در [MeV] جایگزین می شود.

بنابراین، مقدار ثابت  که با استفاده از این فرمول‌های تجربی محاسبه می‌شود، در انرژی‌های مختلف نوترون می‌تواند به مقادیر زیر برسد:

بنابراین، اولین ویژگی نوترون‌های شکافتی که در طی شکافت هسته‌های شکافت‌پذیر خاص گسیل می‌شوند، ذاتی است. میانگین تعداد نوترون های شکافت تولید شده در یک رویداد شکافت .

این یک واقعیت است که برای تمام هسته های شکافت پذیر  > 1، یک پیش نیاز برای امکان سنجی ایجاد می کند زنجیر واکنش شکافت نوترون واضح است که برای اجرا واکنش زنجیره ای شکافت خودپایهلازم است شرایطی فراهم شود تا یکیاز  نوترون های بدست آمده در عمل شکافت حتما زنگ زدهتقسیم بعدی یک هسته دیگر، و باقی مانده ( - 1) نوترون به نحوی از فرآیند شکافت هسته ای مستثنی شده است.در غیر این صورت، شدت تقسیمات به مرور زمان مانند بهمن افزایش می یابد (این همان چیزی است که در بمب اتمی).

از آنجایی که اکنون مشخص شده است که مقدار ثابت  با افزایش انرژی نوترون های ایجاد کننده شکافت افزایش می یابد، یک سوال منطقی مطرح می شود: با چه انرژی جنبشی بدنیا آمدننوترون های شکافت؟

پاسخ این سوال توسط دومین مشخصه نوترون های شکافت به نام داده می شود طیف انرژی نوترون های شکافتو نشان دهنده تابع توزیع نوترون های شکافت بر روی انرژی جنبشی آنها است.

اگر در یک واحد (1 سانتی متر مکعب) حجم از محیط در یک لحظه در نظر گرفته شده در زمان ظاهر شود nپس نوترون های شکافت تمام انرژی های ممکن طیف انرژی نرمال شدهتابعی از مقدار انرژی E است که مقدار آن در هر مقدار خاص E را نشان می دهد چه بخشی (نسبت) از همه این نوترون ها نوترون هایی با انرژی های بازه ابتدایی dE نزدیک به انرژی هستنده- به عبارت دیگر، ما در مورد بیان صحبت می کنیم

توزیع انرژی نوترون های شکافت کاملاً دقیق توصیف شده است تابع طیفی وات(وات):

n(E) = 0.4839
, (2.2.2)

یک تصویر گرافیکی که شکل 2.8 است. در صفحه بعد

طیف وات نشان می‌دهد که اگرچه نوترون‌های شکافت با انرژی‌های بسیار متفاوت تولید می‌شوند، اما در محدوده بسیار وسیعی قرار دارند. بیشتر نوترون ها انرژی اولیه دارند,مساوی با E nv = 0.7104 مگا ولت، مربوط به حداکثر تابع طیفی وات است. به معنی این مقدار است محتمل ترین انرژی نوترون های شکافت

مقدار دیگری که طیف انرژی نوترون‌های شکافت را مشخص می‌کند این است انرژی متوسط ​​نوترون های شکافت ، یعنی مقدار انرژی که هر نوترون شکافت خواهد داشت اگر کل انرژی واقعی همه نوترون های شکافت به طور مساوی بین آنها تقسیم شود:

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

جایگزینی عبارت (2.2.2) به (2.2.3) مقدار میانگین انرژی نوترون های شکافت را به دست می دهد.

E چهارشنبه = 2.0 مگا ولت

و این به این معنی است تقریبا همه چیزنوترون های شکافت متولد می شوند سریع(یعنی با انرژی ها E > 0.1 MeV). اما تعداد کمی از نوترون‌های سریع با انرژی‌های جنبشی نسبتاً بالا تولید می‌شوند (کمتر از 1%)، اگرچه تعداد قابل توجهی از نوترون‌های شکافت با انرژی‌های 18 تا 20 ظاهر می‌شوند. MeV.

0 1 2 3 4 5 E، MeV

شکل 2.8. طیف انرژی نوترون های شکافت، طیف وات است.

طیف نوترونی شکافت برای هسته های مختلف شکافت پذیر با یکدیگر متفاوت است اندکی. بیایید بگوییم، برای هسته های 235 U و 239 Pu که در درجه اول به آنها علاقه مندیم، مقادیر میانگین انرژی نوترون های شکافت (بر اساس نتایج آزمایش های فیزیکی تصحیح شده است):

E av = 1.935 MeV - برای 235 U و E av = 2.00 MeV - برای 239 Pu

مقدار انرژی متوسط ​​طیف نوترون های شکافت با افزایش انرژی نوترون ها که باعث شکافت می شوند، افزایش می یابد، اما این افزایش ناچیز است(حداقل در محدوده 10 - 12 MeV). این به ما امکان می دهد آن را نادیده بگیریم و تقریباً طیف انرژی نوترون های شکافت را محاسبه کنیم یکنواخت برای سوخت های هسته ای مختلف و راکتورهای طیف مختلف (سریع، متوسط ​​و حرارتی).

برای اورانیوم-238، علیرغم ماهیت آستانه شکافت آن، طیف نوترون های شکافت نیز عملاً با عبارت منطبق است.(2.2.2)، و وابستگی میانگین تعداد نوترون های شکافت  8 از انرژی نوترون های ایجاد کننده شکافت - همچنین عملا خطی استدر انرژی های بالاتر از آستانه ( E پ = 1.1 MeV):

 8 (E) = 2.409 + 0.1389E. (2.2.4)

2.2.3. رادیواکتیویته قطعات شکافتقبلاً گفته شد که حدود 600 نوع قطعه شکافت شناسایی شده است که از نظر جرم و بار پروتون متفاوت هستند و عملاً همه آنها متولد می شوندبسیار هیجان زده .

موضوع با این واقعیت پیچیده تر می شود که آنها هیجان قابل توجهی دارند و بعد از انتشار نوترون های شکافت بنابراین، در یک میل طبیعی برای ثبات، آنها به "تخلیه" انرژی اضافی در بالای سطح حالت پایه تا رسیدن به این سطح ادامه می دهند.

این تخلیه با انتشار متوالی قطعات انواع پرتوهای رادیواکتیو (آلفا، بتا و گاما) انجام می شود و برای قطعات مختلف، انواع مختلف واپاشی رادیواکتیو در توالی های مختلف و (به دلیل تفاوت در مقادیر) رخ می دهد. ثابت های فروپاشی ) به درجات مختلف در زمان کشیده می شوند.

بنابراین، در یک راکتور هسته ای در حال کار، نه تنها فرآیند پس اندازقطعات رادیواکتیو، بلکه روند پیوسته آنها دگرگونی: تعداد زیادی شناخته شده است زنجیردگرگونی های پی در پی، که در نهایت منجر به تشکیل هسته های پایدار می شود، اما همه این فرآیندها به زمان های متفاوتی نیاز دارند، برای برخی از زنجیره ها - بسیار کوتاه و برای برخی دیگر - بسیار طولانی.

بنابراین، تشعشعات رادیواکتیو نه تنها با واکنش شکافت در داخل همراه است کار کردنراکتور، اما همچنین پس از خاموش شدن آن برای مدت طولانی توسط سوخت منتشر می شود.

این عامل اولاً باعث ایجاد نوع خاصی از خطر فیزیکی - خطر می شود قرار گرفتن در معرض پرسنل،خدمات نصب راکتور، به طور خلاصه به عنوان خطر تشعشع این امر طراحان نیروگاه راکتور را مجبور می کند تا محیط زیست آن را تامین کنند. حفاظت بیولوژیکی،آن را در اتاق های ایزوله از محیط قرار دهید و تعدادی اقدامات دیگر برای از بین بردن احتمال قرار گرفتن در معرض خطرناک افراد و آلودگی رادیواکتیو محیط انجام دهید.

ثانیاً، پس از خاموش شدن راکتور، همه انواع تشعشعات رادیواکتیو، اگرچه شدت آنها کاهش می‌یابد، با مواد هسته به تعامل ادامه می‌دهند و مانند خود قطعات شکافت در دوره اولیه وجود آزاد، انرژی جنبشی خود را به اتم های محیط هسته، افزایش میانگین انرژی جنبشی آنهابه این معنا که در راکتور پس از خاموش شدن آن گرمای پوسیدگی .

به راحتی می توان درک کرد که قدرت انتشار گرمای باقیمانده در راکتور در لحظه خاموش شدن با تعداد قطعات انباشته شده در حین کار راکتور در آن لحظه نسبت مستقیم دارد و میزان کاهش آن متعاقباً توسط نیمه عمر این قطعات از آنچه گفته شد دیگری بر می آید منفیعامل ناشی از رادیواکتیویته قطعات شکافت - ضرورتبلند مدتخنک شدن هسته راکتور پس از خاموش شدنبه منظور حذف گرمای باقیمانده، و این با مصرف قابل توجه برق و عمر موتور تجهیزات گردش همراه است.

بنابراین، تشکیل قطعات رادیواکتیو در طول شکافت در یک راکتور عمدتا یک پدیده است منفی، اما... هر ابری یک پوشش نقره ای دارد!

در دگرگونی های رادیواکتیو قطعات شکافت نیز می توان دید مثبتجنبه ای که راکتورهای هسته ای به معنای واقعی کلمه وجود آنها را مدیون هستند . واقعیت این است که از بین طیف گسترده ای از قطعات شکافت، حدود 60 نوع وجود دارد که پس از اولین -واپاشی تبدیل می شوند. نوترون اکتیو ، قادر به انتشار به اصطلاح عقب ماندننوترون ها نوترون‌های تاخیری نسبتا کمی در راکتور منتشر می‌شوند (تقریباً 0.6٪ از تعداد کل نوترون‌های تولید شده)، اما به لطف وجود آنها است که این امکان وجود دارد. مدیریت ایمن راکتور هسته ای؛ ما هنگام مطالعه سینتیک یک راکتور هسته ای به این موضوع متقاعد خواهیم شد.

2.2.4. آزاد شدن انرژی در حین شکافت.واکنش شکافت هسته ای در فیزیک یکی از تأییدهای واضح فرضیه A. Einstein در مورد رابطه بین جرم و انرژی است که در رابطه با شکافت هسته ای به شرح زیر است:

مقدار انرژی آزاد شده در طول شکافت هسته ای با اندازه نقص جرمی رابطه مستقیم دارد و ضریب تناسب در این رابطه مجذور سرعت نور است:

E=  ms 2

در طول شکافت هسته ای، مازاد (نقص) جرم به عنوان تفاوت در مجموع جرم های باقی مانده محصولات اولیه واکنش شکافت (یعنی هسته و نوترون) و محصولات حاصل از شکافت هسته ای (قطعات شکافت، شکافت) تعریف می شود. نوترون ها و سایر ریزذرات هم در طی فرآیند شکافت و هم بعد از او ساطع می شوند).

تجزیه و تحلیل طیف سنجی تعیین اکثر محصولات شکافت و بازده خاص آنها را ممکن کرد. بر این اساس معلوم شد که محاسبه آن چندان دشوار نیست خصوصیبزرگی عیوب جرمی برای نتایج مختلف شکافت هسته اورانیوم-235 و از روی آنها - محاسبه مقدار متوسط ​​انرژی آزاد شده در یک شکافت منفرد، که معلوم شد نزدیک به

mc 2 = 200 مگا ولت

کافی است این مقدار را با انرژی آزاد شده در اثر یکی از گرماگیرترین مقایسه کنیم شیمیاییواکنش ها - واکنش های اکسیداسیون سوخت موشک (مقدار کمتر از 10 eV) - برای درک اینکه در سطح اجسام میکروسکوپی (اتم ها، هسته ها) 200 MeV - انرژی بسیار بالا: حداقل هشت مرتبه قدر (100 میلیون بار) بیشتر از انرژی حاصل از واکنش های شیمیایی است.

انرژی شکافت از حجمی که شکافت هسته ای در آن رخ داده است از طریق مواد مختلف هدر می رود حامل ها: قطعات شکافت، نوترون های شکافت، - و -ذرات، -کوانتا و حتی نوترینوها و پادنوترینوها.

توزیع انرژی شکافت بین حامل های مواد در طول شکافت 235 U و 239 هسته Pu در جدول 2.1 آورده شده است.

جدول 2.1. توزیع انرژی شکافت هسته های اورانیوم-235 و پلوتونیوم-239 بین محصولات شکافت.

اجزای مختلف انرژی شکافت به گرما تبدیل می شوند نه به صورت همزمان.

سه جزء اول در زمان کمتر از 0.1 ثانیه (با شمارش از لحظه تقسیم) به گرما تبدیل می شوند و بنابراین نامیده می شوند. منابع انتشار فوری گرما.

تشعشعات  و  از محصولات شکافت توسط قطعات برانگیخته با متنوع ترین نیمه عمر(از چند کسری از ثانیه تا چند ده روز، اگر فقط قطعات با بازده خاص قابل توجه) و بنابراین فرآیند ذکر شده در بالا گرمای پوسیدگیکه دقیقاً ناشی از انتشار رادیواکتیو از محصولات شکافت است، می تواند ده ها روز پس از خاموش شدن راکتور ادامه یابد.

*) طبق برآوردهای بسیار تقریبی، قدرت انتشار گرمای باقیمانده در راکتور پس از خاموش شدن آن در دقیقه اول کاهش می یابد - 30-35٪؛ پس از اولین ساعت خاموش شدن راکتور، تقریباً 30٪ از قدرت است. که در آن راکتور قبل از خاموش شدن و پس از پارک روز اول کار می کرد - تقریباً 25 درصد. واضح است که توقف خنک سازی اجباری راکتور در چنین شرایطی غیرممکن است، زیرا حتی توقف کوتاه مدت گردش مایع خنک کننده در هسته مملو از خطر تخریب حرارتی عناصر سوخت است. تنها پس از چند روز خنک‌سازی اجباری راکتور، زمانی که قدرت آزادسازی گرمای باقیمانده به سطح مایع خنک‌کننده حذف شده به دلیل همرفت طبیعی کاهش می‌یابد، می‌توان وسیله گردش مدار اولیه را متوقف کرد.

دومین سوال کاربردی برای یک مهندس: کجا و چه بخشی از انرژی شکافت در راکتور به گرما تبدیل می شود? - از آنجا که این به دلیل نیاز به سازماندهی حذف گرمای متعادل از قسمت های مختلف داخلی آن است که در طرح های مختلف تکنولوژیکی طراحی شده است.

ترکیب سوختکه حاوی هسته های شکافت پذیر است، در پوسته های مهر و موم شده ای وجود دارد که از آزاد شدن قطعات تشکیل شده از ترکیب سوخت عناصر سوخت (عناصر سوختی) در خنک کننده ای که آنها را خنک می کند جلوگیری می کند. و اگر قطعات شکافت در یک راکتور در حال کار از عناصر سوخت خارج نشوند، واضح است که انرژی جنبشی قطعات و ذرات  با نفوذ ضعیف به گرما تبدیل می‌شوند. داخل میله های سوخت.

انرژی نوترون های شکافت و تابش  تنها در داخل عناصر سوخت به گرما تبدیل می شود. تا اندازه ای: توانایی نفوذ نوترون ها و تابش  ایجاد می کند حباببیشتر انرژی جنبشی اولیه آنها از زادگاهشان است.

دانستن مقدار دقیق انرژی شکافت و سهم آن از گرمای حاصله در داخل عناصر سوخت از اهمیت عملی بالایی برخوردار است و به شخص اجازه می دهد تا مشخصه عملا مهم دیگری را محاسبه کند. انتشار گرمای حجمی ویژه در سوخت میله سوخت (q v).

به عنوان مثال، اگر مشخص باشد که در 1 سانتی متر مکعب از ترکیب سوخت یک عنصر سوختی، در 1 ثانیه آر f شکافت هسته های اورانیوم-235، پس واضح است: مقدار انرژی حرارتی تولید شده در هر ثانیه در این واحد حجم (= توان حرارتی 1 سانتی متر مکعب سوخت) آزادسازی گرمای حجمی خاص است (یا شدت انرژی) سوخت، و این مقدار برابر با:

q v = 0.9 .  E . آر f (2.2.5)

سهم انرژی شکافت دریافتی به شکل گرما در خارج از عناصر سوخت در هسته راکتور به نوع و طراحی آن بستگی دارد و در (6  9) درصد از کل انرژی شکافت قرار دارد. (به عنوان مثال، برای VVER-1000 این مقدار تقریباً 8.3٪ و برای RBMK-1000 حدود 7٪ است.

بنابراین، سهم آزاد شدن گرمای کل در حجم هسته از انرژی شکافت کل 0.96  0.99 است، یعنی. با دقت فنی منطبق با کل انرژی شکافت است.

از این رو یکی دیگر از ویژگی های فنی هسته راکتور:

- میانگین شدت انرژی هسته(q v) az - توان حرارتی دریافتی در واحد حجم هسته:

(q v) az = (0.96-0.99)  E . آر f   E . آر f (2.2.6)

از آنجایی که انرژی 1 است MeVدر سیستم SI با 1.602 مطابقت دارد. 10 -13 جی، سپس مقدار شدت انرژی هسته راکتور:

(q v) az  3.204. 10 -11 آر f .

بنابراین، اگر مقدار میانگین شدت انرژی بر حجم هسته مشخص باشد، آنگاه قدرت حرارتی راکتوربدیهی است که:

س پ= (q v) az. V az 3.204. 10-11 . آر f . V az [دبلیو] (2.2.7)

توان حرارتی راکتور نسبت مستقیم دارد سرعت متوسط

واکنش های شکافت در هسته آن

نتیجه عملی : آیا می خواهید راکتور در آن کار کند؟سطح توان ثابت؟ -شرایطی را در آن ایجاد کنید که واکنش شکافت در ناحیه فعال آن رخ دهد با میانگین سرعت ثابت در طول زمان.آیا نیاز به افزایش (کاهش) قدرت راکتور دارید؟ - راه هایی برای افزایش (یا کاهش) سرعت واکنش بر این اساس پیدا کنید de لنیااین معنای اصلی کنترل قدرت یک راکتور هسته ای است.

روابط و نتایج در نظر گرفته شده تنها در ساده ترین حالت، زمانی که جزء سوخت در راکتور یک اورانیوم 235 باشد، آشکار به نظر می رسد. با این حال، تکرار استدلال برای یک راکتور با چند جزئیترکیب سوخت، بررسی تناسب متوسط ​​نرخ واکنش شکافت و توان حرارتی راکتور در کلی‌ترین حالت آسان است.

بنابراین، قدرت حرارتی راکتور و توزیع گرما در هسته آنبا توزیع سرعت واکنش شکافت بر حجم ترکیب سوخت هسته راکتور نسبت مستقیم دارند.

اما از آنچه گفته شد همچنین مشخص می شود که سرعت واکنش شکافت باید با تعداد نوترون های آزاد در محیط هسته مرتبط باشد، زیرا آنها (نوترون های آزاد) هستند که باعث واکنش های شکافت، جذب تابشی، پراکندگی و سایر واکنش های نوترونی می شوند. به عبارت دیگر، سرعت واکنش شکافت، آزاد شدن انرژی در هسته و قدرت حرارتی راکتور باید به وضوح با ویژگی های میدان نوترونیدر حجم آن

نمودار شماتیک یک راکتور هسته ای با استفاده از نوترون های حرارتی (آهسته) در شکل 5.1 نشان داده شده است، در اینجا 1 - میله های کنترل، 2 - حفاظت بیولوژیکی، 3 - حفاظت حرارتی، 4 - تعدیل کننده، 5 - سوخت هسته ای (میله های سوخت).

هنگامی که یک نوترون به هسته ایزوتوپ اورانیوم 235 برخورد می کند، به دو قسمت تقسیم می شود و چندین نوترون ثانویه جدید (2.5-3) منتشر می شود.. برای اینکه یک واکنش زنجیره ای در یک راکتور هسته ای حفظ شود، لازم است که جرم سوخت هسته ای در هسته راکتور کمتر از بحرانی نباشد. راکتور باید حاوی این مقدار باشد 235Uبه طوری که به طور متوسط ​​حداقل یکی از نوترون های حاصل در هر رویداد شکافت می تواند قبل از خروج از هسته راکتور، رویداد شکافت بعدی را ایجاد کند.

شکل 5.1. نمودار شماتیک یک راکتور هسته ای نوترونی حرارتی

اگر تعداد نوترون ها ثابت نگه داشته شود، واکنش شکافت یک ویژگی ثابت خواهد داشت. هرچه سطح حالت پایدار تعداد نوترون های موجود بیشتر باشد، قدرت راکتور بیشتر می شود. توان 1 مگاوات مربوط به یک واکنش زنجیره ای است که در آن 3 10 16 تقسیم در 1 ثانیه رخ می دهد.

اگر تعداد نوترون ها افزایش یابد، یک انفجار حرارتی رخ می دهد و اگر کاهش یابد، واکنش متوقف می شود. سرعت واکنش کنترل می شود با استفاده از میله های کنترل 1.

وضعیت فعلی یک راکتور هسته ای را می توان کارآمد توصیف کرد ضریب ضرب نوترونیا واکنش پذیری، که با رابطه به هم مرتبط هستند:

مقادیر زیر برای این مقادیر معمولی است:

· - واکنش زنجیره ای با گذشت زمان افزایش می یابد، راکتور در حالت فوق بحرانی است، واکنش پذیری آن.

·، - تعداد شکافت های هسته ای ثابت است، راکتور در وضعیت بحرانی پایدار است.

یک رآکتور هسته ای تنها در صورتی می تواند در یک توان معین برای مدت طولانی کار کند که در ابتدای کار دارای ذخیره واکنش پذیری باشد. در حین کار یک راکتور هسته ای، به دلیل انباشته شدن قطعات شکافت در سوخت، ترکیب ایزوتوپی و شیمیایی آن تغییر می کند و عناصر ترانس اورانیوم، عمدتاً Pu، تشکیل می شوند. فرآیندهایی که در راکتور اتفاق می‌افتد، احتمال واکنش زنجیره‌ای شکافت هسته‌های اتمی را کاهش می‌دهد.

برای حفظ و اجرای یک واکنش زنجیره ای، لازم است که جذب نوترون توسط مواد اطراف هسته راکتور محدود شود. این امر با استفاده از مواد (برای حفاظت بیولوژیکی 2 و حرارتی 3) حاصل می شود که حداقل تا حدی (به طور ایده آل 50٪) نوترون ها را منعکس می کنند، به عنوان مثال. آنها را جذب نکرد انتخاب مایع خنک کننده مورد استفاده برای انتقال گرما از هسته به توربین از اهمیت ویژه ای برخوردار است.

نوترون های تولید شده در نتیجه شکافت می توانند سریع (سرعت بالا) یا آهسته (حرارتی) باشند. احتمال گرفتن یک نوترون کند توسط یک هسته 235Uو شکافتن بعدی آن بیشتر از یک نوترون سریع است. بنابراین، میله های سوخت 5 توسط تعدیل کننده های ویژه 4 احاطه شده اند، که نوترون ها را کند می کند و آنها را ضعیف جذب می کند. برای کاهش نشت نوترون از راکتور، به یک بازتابنده مجهز شده است. متداول ترین تعدیل کننده ها و بازتابنده ها گرافیت، سنگین ( D2Oآب معمولی و غیره

تعداد نوترون‌های ثابت موجود، تعداد قطعات شکافت هسته‌ای تشکیل‌شده را تعیین می‌کند که با سرعت بسیار زیاد در جهات مختلف پرواز می‌کنند. ترمز کردن قطعات منجر به گرم شدن سوخت و دیواره های میله های سوخت می شود. برای حذف این گرما، راکتور تغذیه می شود خنک کنندهکه گرم کردن آن هدف راکتور است. اغلب همان ماده، به عنوان مثال آب معمولی، عملکردها را انجام می دهد خنک کننده، تعدیل کننده و بازتابنده. آب با استفاده از راکتور تامین می شود پمپ های گردش اصلی(MCP).