Элементы квантовой, атомной и ядерной физики. Полицинский Е.В. - 135 стр.

UptoLike

ВУЗ: 

ТПУ | Томск

Составители: 

Рубрика: 

135
Ядерная реакция протекает в активной зоне реактора, которая за-
полнена замедлителем и пронизана стержнями, содержащими обога-
щенную смесь изотопов урана с повышенным содержанием урана-235
(до 3 %). В активную зону вводятся регулирующие стержни, содержа-
щие кадмий или бор, которые интенсивно поглощают нейтроны. Введе-
ние стержней в активную зону позволяет управлять скоростью цепной
реакции.
Активная зона охлаждается с помощью прокачиваемого теплоно-
сителя, в качестве которого может применяться вода или металл с низ-
кой температурой плавления (например, натрий, имеющий температуру
плавления 98 °C). В парогенераторе теплоноситель передаёт тепловую
энергию воде, превращая её в пар высокого давления. Пар направляется
в турбину, соединенную с электрогенератором. Из турбины пар посту-
пает в конденсатор. Во избежание утечки радиации контуры теплоноси-
теля I и парогенератора II работают по замкнутым циклам.
Турбина атомной электростанции является тепловой машиной,
определяющей в соответствии со вторым законом термодинамики об-
щую эффективность станции. У современных атомных электростанций
коэффициент полезного действия приблизительно равен
1
3
. Следова-
тельно, для производства 1000 МВт электрической мощности тепловая
мощность реактора должна достигать 3000 МВт. 2000 МВт должны
уносится водой, охлаждающей конденсатор. Это приводит к локально-
му перегреву естественных водоёмов и последующему возникновению
экологических проблем.
Однако главная проблема состоит в обеспечении полной радиаци-
онной безопасности людей, работающих на атомных электростанциях, и
предотвращении случайных выбросов радиоактивных веществ, которые
в большом количестве накапливаются в активной зоне реактора. При
разработке ядерных реакторов этой проблеме уделяется большое вни-
мание. Тем не менее, после аварий на некоторых АЭС, в частности на
АЭС в Пенсильвании (США, 1979 г.) и на Чернобыльской АЭС
(1986 г.), проблема безопасности ядерной энергетики встала с особен-
ной остротой.
Наряду с описанным выше ядерным реактором, работающим на
медленных нейтронах, большой практический интерес представляют
реакторы, работающие без замедлителя на быстрых нейтронах. В таких
реакторах ядерным горючим является обогащенная смесь, содержащая
не менее 15 % изотопа
235
92
U
. Преимущество реакторов на быстрых ней-
тронах состоит в том, что при их работе ядра урана-238, поглощая ней-
троны, посредством двух последовательных β-распадов превращаются в

Страницы