Вікіпедія

Ядерний реактор: відмінності між версіями

Інтерактивний перегляд історії
[перевірена версія][перевірена версія]
← Попереднє редагуванняНаступне редагування →
Вилучено вміст Додано вміст
ВізуальнийВікірозмітка
Вичитування після машинного перекладу
стиль
Рядок 19:
[[Файл:First_nuclear_chain_reaction.jpg|міні|300x300пкс|Заснований на спогадах очевидця малюнок, що зображає запуск «[[Чиказька дровітня-1|Чиказької дровітні]]».<br/>
|посилання=Special:FilePath/First_nuclear_chain_reaction.jpg]]
[[Ланцюгова ядерна реакція|Ланцюгову реакцію поділу ядер]] (коротко&nbsp;— ланцюгову реакцію) була вперше здійснили в грудні 1942 року. Група фізиків Чиказького університету, очолювана [[Енріко Фермі]], створила перший у світі ядерний реактор, названий «[[Чиказька дровітня-1|Чиказькою дровітнею]]» (Chicago Pile-1, CP-1). Він складався з графітових блоків, між якими були розташовані шари з природного урану і його [[Оксид урану(IV)|діоксиду]]. [[Швидкі нейтрони]], що з'являються післявнаслідок поділу ядер [[Уран-235|235U]], сповільнювалися графітом до теплових енергій, а потім викликали нові ділення ядер. Реактори, подібні до СР-1, в яких основна частка поділів відбувається під дією теплових [[нейтрон]]ів, називають [[Реактор на теплових нейтронах|реакторами на теплових нейтронах]]. До їх складу входить дуже багато [[Сповільнювач нейтронів|сповільнювача]] в порівнянні з ядерним паливом.
 
В [[СРСР]] група фізиків і інженерів під керівництвом академіка [[Курчатов Ігор Васильович|Ігоря Курчатова]] провела теоретичні та експериментальні дослідження особливостей пуску, роботи і контролю реакторів. Перший радянський реактор [[Ф-1 (реактор)|Ф-1]] побудували в [[Курчатовський інститут|Лабораторії №&nbsp;2 АН СРСР]] ([[Москва]]). 25 грудня 1946 року цей реактор виведено в критичний стан. Реактор Ф-1 був набраний з графітових блоків і мав форму кулі діаметром приблизно 7,5&nbsp;м. У центральній частині кулі діаметром 6&nbsp;м по отворах у графітових блоках розміщені уранові стрижні. Реактор Ф-1, як і реактор CP-1, не мав системи охолодження, тому працював на дуже малих рівнях потужності. Результати досліджень на реакторі Ф-1 стали основою проєктів складніших за конструкцією промислових реакторів. 1948 року введено в дію реактор И-1 (за іншими даними він називався А-1) з виробництва [[Плутоній|плутонію]], а 27 червня 1954 року вступила в дію [[Обнінська АЕС|перша у світі атомна електростанція]] з електричною потужністю 5 МВт в місті [[Обнінськ]]у.
Рядок 27:
=== Механізм енерговиділення ===
{{Див. також|ланцюгова ядерна реакція}}
Перетворення речовини супроводжується виділенням вільної енергії лише в тому разі, якщо речовина має запас енергій. ОстаннєЦе означає, що мікрочастинки речовини перебувають у стані з енергією спокою більшою, ніж в іншому можливому, перехід до якого існує. МимовільномуНа перешкоді мимовільному переходу завжди перешкоджаєстоїть [[енергетичний бар'єр]], для подолання якого мікрочастинка повинна отримати ззовні якусь кількість енергії&nbsp;— енергії збудження. [[Екзоенергетична реакція]] полягає в тому, що в наступному за збудженням перетворенні виділяється енергії більше, ніж потрібно для запуску процесу. Існують два способи подолання енергетичного бар'єра: або за рахунок кінетичної енергії частинок, що стикаються, або за рахунок [[Енергія зв'язку|енергії зв'язку]] частинки, що приєднується.
 
Якщо мати на увазі макроскопічні масштаби енерговиділення, то необхідну для збудженнязапуску реакцій кінетичну енергію повинні мати всі або спочатку хоча б деяка частка частинок речовини. Цього можна досягти лише підвищивши температуру середовища до величини, приза якійякої енергія теплового руху наближається до величини енергетичного порогу, що обмежує перебіг процесу. У випадку молекулярних перетворень, тобто хімічних реакцій, таке підвищення зазвичай становить сотні [[кельвін]]ів, у разі ж ядерних реакцій&nbsp;— це мінімум 10<sup>7</sup> [[Кельвін|K]] через дуже велику висоту [[Х бар'єрів|кулонівських бар'єрів]] ядер, що стикаються. Теплове збудження ядерних реакцій здійснено на практиці тільки при синтезі найлегших ядер, у яких кулонівських бар'єри мінімальні ([[термоядерний синтез]]).
 
Збудження частинками, що приєднуються, не вимагає великої кінетичної енергії, і, отже, не залежить від температури середовища, оскільки відбувається за рахунок невикористаних зв'язків, властивих частинкам сил притягання. Але зате для збудження реакцій необхідні самі частинки. І якщо знову мати на увазі не окремий акт реакції, а отримання енергії в макроскопічних масштабах, то це можливо лише при виникненні ланцюгової реакції. Остання ж виникає, коли збуджуючичастинки, реакціющо частинкизбуджують реакцію, знову з'являються, як продукти екзоенергетичної реакції.
[[Файл:Heterogeneous_reactor_scheme.png|обрамити|'''Схематична конструкція [[Гетерогенний ядерний реактор|гетерогенного реактора]] на теплових нейтронах'''<br/>
1&nbsp;— [[Управління ядерним реактором|Керувальний стрижень]];<br/>
Рядок 65:
Коефіцієнт розмноження дорівнює одиниці коли розмноження нейтронів та їх втрати перебувають у рівновазі. Причин втрат фактично дві: захоплення без поділу і витік нейтронів за межі середовища, що розмножує.
 
Здійснення керованої ланцюгової реакції поділу ядра можливе за певних умов. У процесі поділу ядер палива виникають миттєві нейтрони, що утворюються безпосередньо в момент поділу ядра, і запізнілі нейтрони, що випускаються уламками поділу в процесі їх радіоактивного розпаду. Час життя миттєвих нейтронів дуже малий, тому навіть сучасні системи і засоби управління реактором не можуть підтримувати необхідний коефіцієнт розмноження нейтронів тільки за рахунок миттєвих нейтронів. Час життя запізнілих нейтронів становить від 0,1 до 10 секунд. ЗаЗавдяки рахунок значногозначному часу життя запізнілих нейтронів система управління встигає перемістити стрижні-поглиначі, підтримуючи тим самим необхідний коефіцієнт розмноження нейтронів (реактивність). Відношення числа запізнілих нейтронів, що викликали реакцію поділу в даному поколінні, до всього числа нейтронів, що викликали реакцію поділу в даному поколінні, називається ефективною часткою запізнілих нейтронів&nbsp;— βеф. Таким чином, можливі такі сценарії розвитку ланцюгової реакції поділу:
 
1. ρ<0, Кеф<1&nbsp;— реактор підкритичний, інтенсивність реакції зменшується, потужність реактора знижується;
Рядок 75:
В останньому (3) випадку можливі два принципово відмінні один від одного стани надкритичного реактора:
 
3а. 0<ρ<βеф&nbsp;— приякщо реактивностіреактивність вищійвища нуля, але нижчійнижча ефективної частки запізнілих нейтронів&nbsp;— βеф, ланцюгова реакція протікає зі швидкістю, яка визначається часом запізнення нейтронів (тобто реактор підкритичний на миттєвих нейтронах, а необхідна надкритичність досягається за рахунок запізнілих нейтронів, що народжуються). При цьому реакція поділу є керованою;
 
3б.&nbsp;ρ> βеф&nbsp;— при реактивності реактора, що перевищує ефективну частку запізнілих нейтронів, реактор стає критичним на миттєвих нейтронах, потужність ланцюгової реакції поділу починає експоненціально зростати. Час наростання потужності настільки малий, що ніякі системи управління (в тому числі аварійні) не встигають спрацювати, і зростання потужності може обмежуватись тільки фізичними процесами, що протікають в активній зоні. Наприклад, в тепловому реакторі це&nbsp;— зменшення перерізу захоплення нейтронів зі зростанням температури, що є однією з фізичних причин негативного [[Потужнісний коефіцієнт реактивності|потужнісного коефіцієнта реактивності]].
 
Очевидно, що k < k<sub>0</sub>, оскільки в кінцевому об'ємі внаслідок витоку втрати нейтронів обов'язково більші, ніж в нескінченному. Тому, якщо в речовині даного складу k<sub>0</sub> < 1,то ланцюгова самопідтримуєтьсясамопідтримувана реакція неможлива як в нескінченному, так і в будь-якому кінцевому обсязіоб'ємі. Таким чином, k<sub>0</sub> визначає принципову здатність середовища розмножувати нейтрони.
 
k<sub>0</sub> для теплових реакторів можна визначити за так званою «[[Коефіцієнт розмноження нейтронів|формулою 4-х співмножників]]»:
|формулою 4-х співмножників]]»:
: <math>k_0=\mu \phi \theta \eta</math>, де
* μ&nbsp;— [[коефіцієнт розмноження на швидких нейтронах]];
Рядок 88 ⟶ 87:
* θ&nbsp;— [[коефіцієнт використання теплових нейтронів]];
* η&nbsp;— [[вихід нейтронів на одне поглинання]].<br/>
Об'єми сучасних енергетичних реакторів можуть досягатисягати сотень м³ і визначаються головним чином не умовами критичності, а можливостями тепловідвідтепловідводу.
 
Критичний розмір ядерного реактора&nbsp;— розмір активної зони реактора в критичному стані.
Отримано з https://uk.wikipedia.org/wiki/Ядерний_реактор