انرژی هسته ای برای اهداف تولید استفاده می شود. انرژی اتمی. تاریخچه کشف انرژی هسته ای

انرژی باد

انرژی باد شاخه ای از انرژی است که در استفاده از انرژی باد - انرژی جنبشی توده های هوا در جو - تخصص دارد. از آنجایی که انرژی باد نتیجه فعالیت خورشید است، به عنوان انرژی تجدیدپذیر طبقه بندی می شود. هنوز انرژی بادی را نمی توان رقیبی شایسته برای نیروگاه های هسته ای، آبی و حرارتی سنتی دانست. متوسط ​​نیروگاه هسته ای تقریباً 1.3 هزار مگاوات برق تولید می کند - بیش از چهار نیروگاه بادی بزرگ جهان.

به گفته انجمن انرژی بادی آمریکا، هزینه ساخت نیروگاه بادی به یک میلیون دلار در هر مگاوات کاهش یافته است که تقریباً برابر با ساخت یک نیروگاه هسته ای است. از نظر کارایی سرمایه گذاری، نیروگاه های بادی تنها بر نیروگاه های گازی برتری دارند (600 هزار دلار در هر مگاوات). با این حال، برخلاف گاز، انرژی باد رایگان است. مولدهای بادی سوخت های فسیلی مصرف نمی کنند. بهره برداری از یک توربین بادی با ظرفیت 1 مگاوات در طی 20 سال کارکرد تقریباً 29 هزار تن زغال سنگ یا 92 هزار بشکه نفت صرفه جویی می کند. یک ژنراتور بادی 1 مگاواتی انتشار سالانه 1800 تن CO2، 9 تن SO2، 4 تن اکسید نیتروژن را کاهش می دهد.

مزیت بزرگ آن نسبت به انرژی هسته ای این است که مشکلی در ذخیره سازی و پردازش سوخت مصرف شده وجود ندارد. علیرغم این واقعیت که در بیست سال هزینه برق بادی از 40 به 5 سنت در هر کیلووات کاهش یافته و به هزینه برق تولید شده با سوزاندن نفت، گاز، زغال سنگ و انرژی هسته ای نزدیک شده است (در ایالات متحده قیمت آن 2 است. ... 3 سنت در هر کیلووات)، غلبه بر این شکاف دشوار خواهد بود.

از سال 1978، ایالات متحده بیش از 11 میلیارد دلار از بودجه عمومی را برای آن هزینه کرده است تحقیق علمیدر این صنعت، اما نتایج این گونه سرمایه گذاری ها هنوز اندک است. تا به امروز، انرژی پاک بیش از 8 درصد از برق تولید شده توسط تمام نیروگاه های ایالات متحده را تشکیل می دهد. بر اساس پیش بینی وزارت انرژی آمریکا، سهم آن تا سال 2025 تنها 0.5 درصد افزایش خواهد یافت. اگر انرژی تولید شده توسط نیروگاه های برق آبی را از این مقدار کم کنیم، این ارقام حتی کمتر خواهد بود - 2.1٪ در سال 2001 و 3.3٪ در سال 2025.

انرژی هسته ای شاخه ای از صنعت انرژی است که به تولید و استفاده از انرژی هسته ای می پردازد (قبلاً از اصطلاح انرژی هسته ای استفاده می شد).

معمولاً از یک واکنش شکافت هسته ای زنجیره ای اورانیوم 235 یا هسته های پلوتونیوم برای تولید انرژی هسته ای استفاده می شود. هسته ها با برخورد یک نوترون به آنها شکافت می شوند و نوترون ها و قطعات شکافت جدید به دست می آیند. نوترون های شکافت و قطعات شکافت انرژی جنبشی بالایی دارند. در نتیجه برخورد قطعات با اتم های دیگر، این انرژی جنبشیبه سرعت به گرما تبدیل می شود.

اگرچه در هر زمینه ای از انرژی، منبع اولیه انرژی هسته ای است (به عنوان مثال، انرژی واکنش های هسته ای خورشیدی در نیروگاه های برق آبی و نیروگاه هایی که با سوخت های فسیلی کار می کنند، انرژی تجزیه رادیواکتیو در نیروگاه های زمین گرمایی) تنها استفاده از واکنش های کنترل شده در راکتورهای هسته ای به انرژی هسته ای اشاره دارد.

انرژی هسته ای در نیروگاه های هسته ای تولید می شود که در یخ شکن های هسته ای، زیردریایی های هسته ای استفاده می شود. ایالات متحده در حال اجرای برنامه ای برای ایجاد موتور هسته ای برای فضاپیماها است، علاوه بر این، تلاش هایی برای ایجاد موتور هسته ای برای هواپیماها انجام شد.

انرژی هسته ای همچنان موضوع بحث های داغ است. حامیان و مخالفان انرژی هسته ای در ارزیابی های خود از ایمنی، قابلیت اطمینان و کارایی اقتصادی آن به شدت متفاوت هستند. نظر گسترده ای در مورد نشت احتمالی سوخت هسته ای از حوزه تولید برق و استفاده از آن برای تولید سلاح های هسته ای وجود دارد.

در طبیعت، انرژی هسته ای در ستاره ها آزاد می شود و توسط انسان عمدتاً در سلاح های هسته ای و انرژی هسته ای، به ویژه در نیروگاه های هسته ای استفاده می شود.

پایه های فیزیکی

انرژی پیوند

اگرچه هسته از نوکلئون ها تشکیل شده است، اما جرم هسته فقط مجموع جرم های نوکلئون ها نیست. انرژی که این نوکلئون‌ها را در کنار هم نگه می‌دارد به صورت تفاوت در جرم هسته و جرم تک تک نوکلئون‌های تشکیل‌دهنده آن تا یک فاکتور مشاهده می‌شود. ج 2، که جرم و انرژی را با معادله مرتبط می کند E = m ⋅ c 2 . (\displaystyle E=m\cdot c^(2).)بنابراین، با تعیین جرم یک اتم و جرم اجزای آن، می توان میانگین انرژی هر نوکلئونی که هسته های مختلف را در کنار هم نگه می دارد، تعیین کرد.

از نمودار می توان دریافت که هسته های بسیار سبک انرژی اتصال کمتری در هر نوکلئون نسبت به هسته هایی که کمی سنگین تر هستند (در سمت چپ نمودار) دارند. به همین دلیل است که واکنش های گرما هسته ای (یعنی همجوشی هسته های سبک) انرژی آزاد می کنند. برعکس، هسته های بسیار سنگین در سمت راست نمودار نسبت به هسته های با جرم متوسط ​​انرژی اتصال کمتری در هر نوکلئون دارند. در این راستا، شکافت هسته های سنگین نیز از نظر انرژی مطلوب است (یعنی با آزاد شدن انرژی هسته ای رخ می دهد). همچنین باید توجه داشت که در هنگام همجوشی (در سمت چپ) اختلاف جرم بسیار بیشتر از شکافت (در سمت راست) است.

انرژی لازم برای تقسیم کامل هسته به نوکلئون های منفرد نامیده می شود انرژی اتصال Eاز هسته انرژی اتصال ویژه (یعنی انرژی اتصال در هر نوکلئون، ε = Eبا / آ، جایی که آ- تعداد نوکلئون ها در هسته یا تعداد جرمی) برای عناصر شیمیایی مختلف و حتی برای ایزوتوپ های یک عنصر شیمیایی یکسان نیست. انرژی اتصال ویژه یک نوکلئون در یک هسته به طور متوسط ​​از متفاوت است 1 مگا ولتبرای هسته های سبک (دوتریوم) تا 8.6 مگا ولت برای هسته های با جرم متوسط ​​(با عدد جرمی) آ≈ 100). برای هسته های سنگین ( آ≈ 200)، انرژی اتصال ویژه یک نوکلئون کمتر از هسته های با جرم متوسط ​​است، تقریباً 1 مگا ولت، به طوری که تبدیل آنها به هسته هایی با وزن متوسط ​​(تقسیم به 2 قسمت) با آزاد شدن انرژی در یک نوکلئون همراه است. مقدار حدود 1 مگا ولت در هر نوکلئون یا حدود 200 مگا ولت در هر هسته. تبدیل هسته‌های سبک به هسته‌های سنگین‌تر، انرژی بیشتری به ازای هر نوکلئون می‌دهد. بنابراین، برای مثال، واکنش ترکیب هسته دوتریوم و تریتیوم

1 D 2 + 1 T 3 → 2 H e 4 + 0 n 1 (\displaystyle \mathrm ((_(1))D^(2)+(_(1))T^(3)\ فلش راست (_( 2))او^(4)+(_(0))n^(1)))

همراه با آزاد شدن انرژی 17.6 MeV، یعنی 3.5 MeV در هر نوکلئون.

همجوشی هستهای

ظهور 2.5 نوترون در هر رویداد شکافت اجازه می دهد تا یک واکنش زنجیره ای رخ دهد اگر حداقل یکی از این 2.5 نوترون بتواند شکافت جدیدی از هسته اورانیوم ایجاد کند. به طور معمول، نوترون‌های ساطع شده بلافاصله هسته‌های اورانیوم را شکافت نمی‌کنند، اما ابتدا باید سرعت آن‌ها را تا سرعت حرارتی (2200 متر بر ثانیه در) کاهش دهند. تی= 300 K). کاهش سرعت به طور موثر با کمک اتم های اطراف یک عنصر دیگر با یک عنصر کوچک به دست می آید آ، مانند هیدروژن، کربن و غیره از ماده ای به نام تعدیل کننده.

برخی از هسته های دیگر نیز می توانند با گرفتن نوترون های کند شکافت شوند، مانند 233U یا 239. با این حال، شکافت توسط نوترون های سریع (انرژی بالا) هسته هایی مانند 238 U (140 برابر بیشتر از 235 U) یا 232 (این است. پوسته زمین 400 برابر بیشتر از 235 U).

نظریه اولیه شکافت توسط نیلز بور و جی ویلر با استفاده از مدل قطره هسته ایجاد شد.

شکافت هسته ای را می توان با ذرات آلفای سریع، پروتون ها یا دوترون ها نیز به دست آورد. با این حال، این ذرات، بر خلاف نوترون، باید انرژی بالایی برای غلبه بر سد کولنی هسته داشته باشند.

انتشار انرژی هسته ای

واکنش‌های هسته‌ای گرمازا برای آزاد کردن انرژی هسته‌ای شناخته شده است.

معمولاً برای به دست آوردن انرژی هسته ای، از یک واکنش شکافت هسته ای زنجیره ای از هسته های اورانیوم-235 یا پلوتونیوم استفاده می شود و کمتر از سایر هسته های سنگین (اورانیوم-238، توریم-232) استفاده می شود. هسته ها با برخورد یک نوترون به آنها تقسیم می شوند و نوترون ها و قطعات شکافت جدید به دست می آیند. نوترون های شکافت و قطعات شکافت انرژی جنبشی بالایی دارند. در نتیجه برخورد قطعات با اتم های دیگر، این انرژی جنبشی به سرعت به گرما تبدیل می شود.

راه دیگر آزادسازی انرژی هسته ای از طریق همجوشی حرارتی هسته ای است. در این حالت، دو هسته از عناصر سبک در یک هسته سنگین ترکیب می شوند. در طبیعت، چنین فرآیندهایی در خورشید و سایر ستارگان رخ می دهد و منبع اصلی انرژی آنها است.

بسیاری از هسته های اتمی ناپایدار هستند. با گذشت زمان، برخی از این هسته ها به طور خود به خود به هسته های دیگر تبدیل می شوند و انرژی آزاد می کنند. این پدیده را واپاشی رادیواکتیو می نامند.

کاربردهای انرژی هسته ای

بخش

در حال حاضر، از همه منابع انرژی هسته ای، بزرگترین است استفاده عملیانرژی آزاد شده در طول شکافت هسته های سنگین را دارد. در شرایط کمبود منابع انرژی، انرژی هسته ای در راکتورهای شکافت امیدوارکننده ترین انرژی در دهه های آینده در نظر گرفته می شود. در نیروگاه های هسته ای از انرژی هسته ای برای تولید گرمای مورد استفاده برای تولید برق و گرمایش استفاده می شود. نیروگاه های هسته ای مشکل کشتی های با منطقه ناوبری نامحدود را حل کرده اند (

دانشگاه مدیریت”
دپارتمان مدیریت نوآوری
رشته: "مفاهیم علوم طبیعی مدرن"
ارائه با موضوع: هسته ای
انرژی: جوهر آن و
استفاده در تکنولوژی و
فن آوری ها

طرح ارائه

معرفی
قدرت هسته ای.
تاریخچه کشف انرژی هسته ای
راکتور هسته ای: تاریخچه ایجاد، ساختار،
اصول اساسی، طبقه بندی راکتورها
حوزه های استفاده از انرژی هسته ای
نتیجه
منابع استفاده شده

معرفی

انرژی مهمترین شاخه اقتصاد ملی است
پوشش منابع انرژی، تولید، تحول،
انتقال و استفاده انواع مختلفانرژی. این پایه است
اقتصاد دولتی
در جهان یک فرآیند وجود داردصنعتی شدن که مستلزم آن است
مصرف اضافی مواد، که هزینه های انرژی را افزایش می دهد.
با رشد جمعیت، مصرف انرژی برای خاکورزی افزایش می یابد.
برداشت، تولید کود و غیره
در حال حاضر، بسیاری از منابع طبیعی به راحتی در دسترس است
سیارات تخلیه شده اند استخراج مواد خام روی یک بزرگ صورت می گیرد
عمیق یا فراساحلی سهام جهانی محدود
به نظر می رسد نفت و گاز بشریت را بر چشم انداز آن مقدم می دارند
بحران انرژی.
با این حال، استفاده از انرژی هسته ای به بشر می دهد
امکان اجتناب از این، از نتایج اساسی
تحقیقات فیزیک هسته ای می تواند تهدید را دفع کند
بحران انرژی با استفاده از انرژی آزاد شده
در برخی از واکنش های هسته اتم

قدرت هسته ای

انرژی هسته ای (انرژی اتمی) انرژی است،
موجود در هسته اتم و آزاد شده است
در واکنش های هسته ای نیروگاه های هسته ای،
که این انرژی را تولید می کنند 13 تا 14 درصد
تولید برق در جهان .

تاریخچه کشف انرژی هسته ای

1895 V.K. Roentgen افتتاح شد تابش یونیزه کننده(پرتوهای ایکس)
1896 A. Becquerel پدیده های رادیواکتیویته را کشف کرد.
1898 M. Sklodowska و P. Curie عناصر رادیواکتیو را کشف کردند
Po (پلونیوم) و Ra (رادیوم).
1913 N. Bor نظریه ساختار اتم ها و مولکول ها را توسعه داد.
1932 J. Chadwick نوترون ها را کشف کرد.
1939 O. Hahn و F. Strassmann به بررسی شکافت هسته های U تحت عمل
نوترون های کند
دسامبر 1942 - اولین خودکفا
واکنش زنجیره ای شکافت هسته ای کنترل شده در راکتور SR-1 (گروه
فیزیکدانان دانشگاه شیکاگو، رهبر E. Fermi).
25 دسامبر 1946 - اولین رآکتور F-1 شوروی به بهره برداری رسید
وضعیت بحرانی (گروهی از فیزیکدانان و مهندسان به رهبری
I.V. Kurchatov)
1949 - اولین راکتور تولید پلوتونیم به بهره برداری رسید
27 ژوئن 1954 - اولین هسته ای جهان
نیروگاه برق با توان 5 مگاوات در اوبنینسک.
در آغاز دهه 1990، بیش از 430 هسته اتمی
راکتورهای قدرت با ظرفیت کل حدود 340 گیگاوات

تاریخچه ایجاد یک راکتور هسته ای

انریکو فرمی (1901-1954)
کورچاتوف I.V. (1903-1960)
1942 در ایالات متحده آمریکا، به رهبری E. Fermi، اولین
راکتور هسته ای.
1946 راه اندازی اولین راکتور شوروی تحت رهبری
آکادمیک I.V. Kurchatov.

طراحی راکتور نیروگاه هسته ای (ساده شده)

عناصر ضروری:
هسته با سوخت هسته ای و
مجری؛
بازتابنده نوترون، محیط
منطقه فعال؛
خنک کننده؛
سیستم کنترل واکنش زنجیره ای،
از جمله حفاظت اضطراری
حفاظت در برابر اشعه
سیستم کنترل از راه دور
ویژگی اصلی راکتور این است
توان خروجی آن
قدرت در 1 مگاوات - 3 1016 بخش
در 1 ثانیه
آرایش شماتیک یک نیروگاه هسته ای
مقطع یک راکتور ناهمگن

ساختار یک راکتور هسته ای

ضریب ضرب نوترون

نرخ رشد تعداد را مشخص می کند
نوترون و برابر است با نسبت عدد
نوترون ها در هر نسل
واکنش زنجیره ای به عددی که آنها را تولید کرده است
نوترون های نسل قبل
k=Si/Si-1
ک<1 – Реакция затухает
k=1 - واکنش ثابت پیش می رود
k=1.006 – حد کنترل پذیری
واکنش ها
k>1.01 - انفجار (برای یک راکتور روشن
انتشار انرژی نوترون حرارتی
20000 بار در ثانیه رشد خواهد کرد).
یک واکنش زنجیره ای معمولی برای اورانیوم.

10. رآکتور توسط میله های حاوی کادمیوم یا بور کنترل می شود.

انواع زیر میله ها (با توجه به هدف کاربرد) متمایز می شوند:
میله های جبران کننده - مازاد اولیه را جبران کنید
واکنش پذیری، با سوختن سوخت پیشرفت می کنند. تا 100
چیزها
میله های کنترل - برای حفظ حیاتی
حالت در هر زمان، برای توقف، شروع
راکتور؛ مقداری
توجه: انواع زیر میله ها متمایز می شوند (بر اساس هدف
برنامه های کاربردی):
میله های تنظیم و جبران اختیاری است
عناصر ساختاری مختلف هستند.
ثبت
میله های تصادف - توسط گرانش رها شده است
به بخش مرکزی منطقه فعال؛ مقداری. شاید
علاوه بر این ریخته شده و بخشی از میله های کنترل.

11. طبقه بندی راکتورهای هسته ای بر اساس طیف نوترونی

راکتور نوترونی حرارتی ("رآکتور حرارتی")
ما به یک تعدیل کننده سریع نوترونی (آب، گرافیت، بریلیم) برای حرارتی نیاز داریم
انرژی ها (کسری از eV).
تلفات کوچک نوترون در مواد تعدیل کننده و ساختاری =>
اورانیوم طبیعی و با غنای ضعیف می تواند به عنوان سوخت مورد استفاده قرار گیرد.
راکتورهای قدرت قدرتمند می توانند از اورانیوم با مقدار زیاد استفاده کنند
غنی سازی - تا 10٪.
حاشیه زیادی از واکنش مورد نیاز است.
راکتور سریع نوترونی ("رآکتور سریع")
کاربید اورانیوم UC، PuO2 و غیره به عنوان تعدیل کننده و کاهش سرعت استفاده می شود
نوترون های بسیار کمتری (0.1-0.4 MeV) وجود دارد.
فقط اورانیوم بسیار غنی شده می تواند به عنوان سوخت استفاده شود. ولی
در عین حال، راندمان سوخت 1.5 برابر بیشتر است.
یک بازتابنده نوترون (238U، 232Th) مورد نیاز است. آنها به منطقه فعال باز می گردند
نوترون های سریع با انرژی های بالاتر از 0.1 مگا ولت. نوترون های گرفته شده توسط هسته های 238U, 232th,
برای بدست آوردن هسته های شکافت پذیر 239Pu و 233U صرف شد.
انتخاب مصالح ساختمانی به سطح مقطع جذب محدود نمی شود،
واکنش بسیار کمتر
راکتور روی نوترون های میانی
نوترون های سریع قبل از جذب به انرژی 1-1000 eV کاهش می یابد.
بارگذاری بالای سوخت هسته ای در مقایسه با راکتورهای حرارتی
نوترون ها
انجام بازتولید گسترده سوخت هسته ای غیرممکن است، همانطور که در این مورد وجود دارد
راکتور سریع نوترونی

12. با توجه به قرارگیری سوخت

راکتورهای همگن - سوخت و تعدیل کننده نشان دهنده یک همگن هستند
مخلوط
سوخت هسته ای در هسته راکتور به شکل است
مخلوط همگن: محلول های نمک اورانیوم؛ سوسپانسیون اکسیدهای اورانیوم در
آب سبک و سنگین؛ تعدیل کننده جامد آغشته به اورانیوم؛
نمک های مذاب انواع راکتورهای همگن با
سوخت گازی (ترکیبات اورانیوم گازی) یا سوسپانسیون
گرد و غبار اورانیوم در گاز
گرمای تولید شده در هسته توسط مایع خنک کننده (آب،
گاز و غیره) در حال حرکت از طریق لوله ها از طریق هسته؛ یا مخلوط
سوخت با تعدیل کننده خود به عنوان خنک کننده عمل می کند،
گردش از طریق مبدل های حرارتی
به طور گسترده استفاده نمی شود (خوردگی بالای سازه
مواد در سوخت مایع، پیچیدگی طراحی راکتورها در
مخلوط جامد، بارگیری بیشتر اورانیوم با غنای پایین
سوخت و غیره)
راکتورهای ناهمگن - سوخت به طور مجزا در هسته قرار می گیرد
در قالب بلوک هایی که بین آنها یک ناظم وجود دارد
ویژگی اصلی وجود عناصر سوخت است
(TVELs). میله های سوخت می توانند اشکال مختلفی داشته باشند (میله ها، صفحات).
و غیره)، اما همیشه یک مرز روشن بین سوخت وجود دارد،
تعدیل کننده، خنک کننده و غیره
اکثریت قریب به اتفاق رآکتورهایی که امروزه مورد استفاده قرار می گیرند، هستند
ناهمگن، که به دلیل مزایای طراحی آنها از نظر
در مقایسه با راکتورهای همگن

13. بر اساس ماهیت استفاده

نام
هدف
قدرت
تجربی
راکتورها
مطالعه مقادیر مختلف فیزیکی،
که ارزش های آن برای
طراحی و بهره برداری هسته ای
راکتورها
~ 103 وات
پژوهش
راکتورها
شارهای نوترون و γ-کوانتوم ایجاد شده در
هسته، مورد استفاده برای
تحقیق در زمینه فیزیک هسته ای،
فیزیک حالت جامد، شیمی پرتو،
زیست شناسی، برای آزمایش مواد،
طراحی شده برای کار در فشرده
شارهای نوترونی (از جمله بخش هایی از هسته
راکتورها) برای تولید ایزوتوپ ها.
<107Вт
برجسته
من انرژی دوست دارم
قانون نیست
استفاده شده
راکتورهای ایزوتوپی
برای تولید ایزوتوپ های مورد استفاده در
سلاح های هسته ای، مانند 239Pu، و در
صنعت.
~ 103 وات
انرژی
راکتورها
برای برق و حرارت
انرژی مورد استفاده در صنعت برق
نمک زدایی آب، برای هدایت نیرو
تاسیسات کشتی و غیره
حداکثر 3-5 109W

14. مونتاژ یک راکتور ناهمگن

در یک راکتور ناهمگن، سوخت هسته ای در راکتور فعال توزیع می شود
منطقه به صورت گسسته به شکل بلوک هایی که بین آنها وجود دارد
تعدیل کننده نوترونی

15. راکتور هسته ای آب سنگین

مزایای
سطح مقطع جذبی کوچکتر
نوترون => بهبود یافته است
تعادل نوترون =>
به عنوان استفاده کنید
سوخت اورانیوم طبیعی
توانایی ایجاد
آب سنگین صنعتی
راکتورهای تولید
تریتیوم و پلوتونیوم و
طیف وسیعی از ایزوتوپی
محصولات از جمله
هدف پزشکی
ایرادات
هزینه بالای دوتریوم

16. راکتور هسته ای طبیعی

در طبیعت، تحت شرایطی مانند
راکتور مصنوعی،
مناطق طبیعی
راکتور هسته ای.
تنها طبیعی شناخته شده است
راکتور هسته ای 2 میلیارد وجود داشت
سال ها پیش در منطقه Oklo (گابن).
منشاء: یک رگه بسیار غنی از سنگ معدن اورانیوم آب را از آن دریافت می کند
سطحی که نقش تعدیل کننده نوترون را ایفا می کند. تصادفی
پوسیدگی یک واکنش زنجیره ای را آغاز می کند. با جریان فعال خود، آب می جوشد،
واکنش ضعیف می شود - خود تنظیمی.
این واکنش 100000 سال به طول انجامید. این امر در حال حاضر به دلیل امکان پذیر نیست
اورانیوم که در اثر پوسیدگی طبیعی کاهش می یابد.
بررسی های میدانی برای مطالعه مهاجرت انجام می شود
ایزوتوپ ها - برای توسعه تکنیک های دفع زیرزمینی مهم است
زباله رادیواکتیو.

17. زمینه های استفاده از انرژی هسته ای

نیروگاه هسته ای
طرح بهره برداری از یک نیروگاه هسته ای در یک مدار دوگانه
راکتور قدرت آب تحت فشار (VVER)

18.

علاوه بر نیروگاه های هسته ای، راکتورهای هسته ای استفاده می شود:
روی یخ شکن های هسته ای
در زیردریایی های هسته ای؛
در طول عملیات موشک های هسته ای
موتورها (به ویژه برای AMS).

19. انرژی هسته ای در فضا

کاوشگر فضایی
کاسینی، ایجاد شده توسط
پروژه ناسا و ESA،
راه اندازی 10/15/1997 برای
تعدادی از مطالعات
اجرام خورشیدی
سیستم های.
تولید برق
توسط سه انجام شد
رادیوایزوتوپ
ترموالکتریک
ژنراتورها: کاسینی
30 کیلوگرم 238Pu را با خود حمل می کند،
که از هم پاشیدن
گرما می دهد
تبدیل شده به
برق

20. سفینه فضایی "پرومته 1"

ناسا در حال توسعه یک راکتور هسته ای است
قادر به کار در شرایط
بی وزنی
هدف تامین فضا است
کشتی "Prometheus 1" با توجه به پروژه
جستجوی حیات در قمرهای مشتری

21. بمب. اصل واکنش هسته ای کنترل نشده

تنها نیاز فیزیکی این است که یک انتقادی دریافت کنید
جرم برای k>1.01. توسعه سیستم های کنترل مورد نیاز نیست -
ارزان تر از انرژی هسته ای
روش تفنگ
دو شمش اورانیوم زیر بحرانی، زمانی که با هم ترکیب شوند، بیشتر از آن است
بحرانی. درجه غنی سازی 235U حداقل 80 درصد است.
این نوع بمب بچه در هیروشیما 06/08/45 ساعت 8:15 پرتاب شد.
(78-240 هزار کشته، 140 هزار نفر در مدت 6 ماه جان باختند)

22. روش چین دار انفجاری

بمبی بر پایه پلوتونیوم که با کمک یک مجتمع
سیستم انفجار همزمان یک ماده منفجره معمولی فشرده شده است
اندازه فوق بحرانی
بمبی از این نوع "مرد چاق" روی ناکازاکی انداخته شد
09/08/45 11:02
(75 هزار کشته و زخمی).

23. نتیجه گیری

مشکل انرژی یکی از مهمترین مشکلاتی است که
امروز این به بشریت بستگی دارد که تصمیم بگیرد. قبلاً آشنا شده اند
پیشرفت در علم و فناوری به عنوان وسیله ای برای ارتباط فوری، سریع
حمل و نقل، اکتشاف فضا اما همه اینها نیاز دارد
هزینه های هنگفت انرژی
افزایش شدید تولید و مصرف انرژی موضوع جدیدی را مطرح کرده است
مشکل حاد آلودگی زیست محیطی که می باشد
خطر جدی برای بشریت
نیازهای انرژی جهان در دهه های آینده
به سرعت افزایش خواهد یافت. هیچ منبع انرژی واحدی وجود ندارد
می تواند آنها را فراهم کند، بنابراین توسعه همه منابع ضروری است
انرژی و استفاده بهینه از منابع انرژی.
در مرحله بعدی توسعه انرژی (دهه های اول قرن بیست و یکم)
انرژی زغال سنگ و انرژی هسته ای امیدوار کننده ترین باقی خواهند ماند
مهندسی قدرت با راکتورهای نوترونی حرارتی و سریع با این حال، شما می توانید
امید است که بشریت در مسیر پیشرفت متوقف نشود
با مصرف روزافزون انرژی مرتبط است.

یک اتم از یک هسته تشکیل شده است که توسط ابرهایی از ذرات به نام الکترون ها(شکل را ببینید). هسته اتم ها - کوچکترین ذرات تشکیل دهنده همه مواد - دارای ذخیره قابل توجهی هستند. این انرژی است که به شکل تشعشع در هنگام فروپاشی عناصر رادیواکتیو آزاد می شود. تشعشعات زندگی را تهدید می کند، اما می توان از واکنش های هسته ای برای تولید استفاده کرد. از پرتودرمانی نیز استفاده می شود.

رادیواکتیویته

رادیواکتیویته خاصیت هسته اتم های ناپایدار برای تابش انرژی است. بیشتر اتم‌های سنگین ناپایدار هستند و اتم‌های سبک‌تر دارای ایزوتوپ‌های رادیویی هستند. ایزوتوپ های رادیواکتیو دلیل رادیواکتیویته این است که اتم ها تمایل به پایدار شدن دارند (به مقاله "" مراجعه کنید). سه نوع تشعشعات رادیواکتیو وجود دارد: پرتوهای آلفا, پرتوهای بتاو اشعه گاما. نام آنها از سه حرف اول الفبای یونانی گرفته شده است. در ابتدا هسته پرتوهای آلفا یا بتا ساطع می کند و اگر همچنان ناپایدار باشد، هسته نیز پرتوهای گاما ساطع می کند. در تصویر سه هسته اتمی را مشاهده می کنید. آنها ناپایدار هستند و هر یک از آنها یکی از سه نوع پرتو ساطع می کنند. ذرات بتا الکترون هایی با انرژی بسیار بالا هستند. آنها از فروپاشی یک نوترون به وجود می آیند. ذرات آلفا از دو پروتون و دو نوترون تشکیل شده اند. هسته اتم هلیوم دقیقاً همین ترکیب را دارد. پرتوهای گاما هستند تابش الکترومغناطیسیانرژی بالا که با سرعت نور منتشر می شود.

ذرات آلفا به آرامی حرکت می کنند و لایه ای از ماده ضخیم تر از یک تکه کاغذ آنها را به دام می اندازد. آنها هیچ تفاوتی با هسته اتم های هلیوم ندارند. دانشمندان معتقدند هلیوم روی زمین محصول رادیواکتیویته طبیعی است. یک ذره آلفا کمتر از 10 سانتی متر پرواز می کند و یک ورق کاغذ ضخیم آن را متوقف می کند. یک ذره بتا حدود 1 متر در هوا پرواز می کند. یک ورق مس به ضخامت 1 میلی متر می تواند آن را نگه دارد. شدت پرتوهای گاما هنگام عبور از یک لایه سرب 13 میلی متری یا یک لایه 120 متری به نصف کاهش می یابد.

مواد رادیواکتیو در ظروف سربی با دیواره ضخیم برای جلوگیری از نشت تشعشع منتقل می شوند. قرار گرفتن در معرض اشعه باعث سوختگی، آب مروارید و سرطان در انسان می شود. سطح تشعشع با استفاده از شمارشگر گایگر. هنگامی که تشعشعات رادیواکتیو تشخیص داده می شود، این دستگاه کلیک می کند. هسته با انتشار ذرات، عدد اتمی جدیدی به دست می آورد و به هسته عنصر دیگری تبدیل می شود. این فرآیند نامیده می شود تجزیه رادیواکتیو. اگر عنصر جدید نیز ناپایدار باشد، فرآیند فروپاشی تا تشکیل یک هسته پایدار ادامه می یابد. به عنوان مثال، هنگامی که یک اتم پلوتونیوم-2 (جرم آن 242 است) یک ذره آلفا که جرم اتمی نسبی آن 4 است (2 پروتون و 2 نوترون) ساطع می کند، به اتم اورانیوم - 238 (جرم اتمی 238) تبدیل می شود. نیمه عمرزمانی است که نیمی از اتم های موجود در یک نمونه از یک ماده معین تجزیه می شوند. مختلف نیمه عمر متفاوتی دارند. نیمه عمر رادیوم 221 30 ثانیه و نیمه عمر اورانیوم 4.5 میلیارد سال است.

واکنش های هسته ای

دو نوع واکنش هسته ای وجود دارد: سوخت هسته ایو شکافت (شکاف) هسته. «سنتز» به معنای «ارتباط» است. در همجوشی هسته ای، دو هسته با هم ترکیب می شوند و یکی بزرگ. همجوشی هسته ای تنها در دماهای بسیار بالا می تواند رخ دهد. در طول همجوشی، مقدار زیادی انرژی آزاد می شود. در همجوشی هسته ای، دو هسته در یک هسته بزرگ ترکیب می شوند. در سال 1992، ماهواره KOBE نوع خاصی از تشعشعات را در فضا شناسایی کرد که این نظریه را تأیید می کند که در نتیجه به اصطلاح تشکیل شده است. مهبانگ. از اصطلاح "شکافت" مشخص است که هسته ها شکافته شده و انرژی هسته ای آزاد می شود. این امر هنگام بمباران هسته ها با نوترون امکان پذیر است و در مواد رادیواکتیو یا در دستگاه خاصی به نام شتاب دهنده ذرات. هسته تقسیم می شود، نوترون ساطع می کند و انرژی بسیار زیادی آزاد می کند.

قدرت هسته ای

انرژی آزاد شده توسط واکنش های هسته ای می تواند برای تولید برق و به عنوان منبع انرژی برای زیردریایی های هسته ای و ناوهای هواپیمابر استفاده شود. عملکرد یک نیروگاه هسته ای بر اساس شکافت هسته ای در راکتورهای هسته ای است. میله ای که از یک ماده رادیواکتیو مانند اورانیوم ساخته شده است با نوترون بمباران می شود. هسته های اورانیوم شکافته می شوند و انرژی تابش می کنند. این باعث آزاد شدن نوترون های جدید می شود. چنین فرآیندی نامیده می شود واکنش زنجیره ای. نیروگاه‌ها از واحد جرم سوخت، انرژی بیشتری نسبت به هر نیروگاه دیگری تولید می‌کنند، اما اقدامات ایمنی و دفع زباله‌های رادیواکتیو بسیار پرهزینه است.

سلاح اتمی

عملیات تسلیحات هسته ای بر این اساس استوار است که انتشار بی رویه حجم عظیمی از انرژی هسته ای منجر به انفجاری مهیب می شود. در پایان جنگ جهانی دوم، ایالات متحده بمب‌های اتمی را بر شهرهای هیروشیما و ناکازاکی ژاپن پرتاب کرد. صدها هزار نفر جان باختند. بمب های اتمی بر اساس واکنش های شکافت، هیدروژن - روشن واکنش های سنتز. تصویر بمب اتمی پرتاب شده در هیروشیما را نشان می دهد.

روش رادیوکربن

روش رادیوکربن زمان سپری شده از مرگ یک موجود زنده را تعیین می کند. موجودات زنده حاوی مقادیر کمی کربن 14 هستند که یک ایزوتوپ رادیواکتیو کربن است. نیمه عمر آن 5700 سال است. هنگامی که یک موجود زنده می میرد، ذخایر کربن 14 در بافت کاهش می یابد، ایزوتوپ تجزیه می شود و مقدار باقی مانده را می توان برای تعیین مدت زمان مرگ موجود زنده مورد استفاده قرار داد. به لطف روش رادیوکربن، می توانید متوجه شوید که فوران چند وقت پیش رخ داده است. برای این کار از حشرات منجمد شده در گدازه و گرده استفاده کنید.

چگونه از رادیواکتیویته دیگر استفاده می شود؟

در صنعت، با استفاده از تشعشع، ضخامت یک ورق کاغذ یا پلاستیک تعیین می شود (به مقاله "" مراجعه کنید). از شدت عبور پرتوهای بتا از ورق، حتی ناهمگنی جزئی ضخامت آن قابل تشخیص است. مواد غذایی - میوه ها، گوشت - با اشعه گاما تابش می شود تا تازه بماند. پزشکان با استفاده از رادیواکتیویته مسیر یک ماده را در بدن ردیابی می کنند. به عنوان مثال، برای تعیین نحوه توزیع قند در بدن بیمار، پزشک می تواند مقداری کربن 14 را به مولکول های قند تزریق کند و انتشار آن ماده را هنگام ورود به بدن کنترل کند. رادیوتراپی، یعنی پرتودهی به بیمار با بخش‌هایی با دوز دقیق پرتو، سلول‌های سرطانی - سلول‌های بیش از حد رشد یافته بدن را از بین می‌برد.

1. معرفی

2. رادیواکتیویته

3. راکتورهای هسته ای

4. جنبه های مهندسی یک راکتور حرارتی

5. واکنش هسته ای. قدرت هسته ای.

6. اشعه گاما

7. راکتور هسته ای

8. اصول ساخت نیروی هسته ای

9. همجوشی هسته ای فردا

10. نتیجه گیری

11. فهرست ادبیات

مقدمه: فیزیک چه چیزی را مطالعه می کند؟

فیزیک علم طبیعت است که ساده ترین و در عین حال کلی ترین قوانین طبیعت، ساختار و قوانین حرکت ماده را مطالعه می کند. فیزیک متعلق به علوم دقیق. مفاهیم و قوانین آن اساس علم طبیعی را تشکیل می دهد. مرزهای جداکننده فیزیک و سایر علوم طبیعی از نظر تاریخی دلبخواه هستند. به طور کلی پذیرفته شده است که در هسته خود، فیزیک یک علم تجربی است، زیرا قوانین کشف شده توسط آن مبتنی بر داده های تجربی است. قوانین فیزیکی در قالب نسبت های کمی بیان شده در زبان ریاضیات ارائه شده است. به طور کلی، فیزیک به تجربی تقسیم می شود که به انجام آزمایش ها به منظور ایجاد حقایق جدید و آزمون فرضیه ها و قوانین فیزیکی شناخته شده می پردازد و نظری با تمرکز بر تدوین قوانین فیزیکی، تبیین بر اساس این قوانین است. پدیده های طبیعیو پیش بینی پدیده های جدید

ساختار فیزیک پیچیده است. این شامل رشته ها یا بخش های مختلف است. بسته به اجسام مورد مطالعه، فیزیک ذرات بنیادی، فیزیک هسته ای، فیزیک اتم ها و مولکول ها، فیزیک گازها و مایعات، فیزیک پلاسما، و فیزیک حالت جامد متمایز می شوند. بسته به فرآیندهای مورد مطالعه یا اشکال حرکت ماده، مکانیک نقاط مادی و مواد جامد، مکانیک پیوسته (از جمله آکوستیک)، ترمودینامیک و مکانیک آماری، الکترودینامیک (شامل اپتیک)، نظریه گرانش، مکانیک کوانتومی و نظریه میدان کوانتومی. بسته به جهت گیری مصرف کننده دانش به دست آمده، فیزیک بنیادی و کاربردی متمایز می شود. همچنین مرسوم است که آموزه ارتعاشات و امواج را که ارتعاشات و امواج مکانیکی، صوتی، الکتریکی و نوری را از یک دیدگاه واحد در نظر می گیرد، مشخص می کنند. فیزیک مبتنی بر اصول و نظریه‌های فیزیکی بنیادی است که تمامی شاخه‌های فیزیک را پوشش می‌دهد و ماهیت پدیده‌های فیزیکی و فرآیندهای واقعیت را به‌طور کامل منعکس می‌کند.

از تمدن های اولیه ای که در کرانه های دجله، فرات و نیل (بابل، آشور، مصر) پدید آمدند، هیچ مدرکی دال بر دستاوردهایی در زمینه دانش فیزیکی وجود ندارد، به استثنای مواردی که در ساختارهای معماری، داخلی و غیره تجسم یافته است. . محصولات دانش مردم در ساخت انواع سازه ها و ساخت وسایل خانه، سلاح و غیره، از نتایج مشخصی از مشاهدات فیزیکی متعدد، آزمایش های فنی و تعمیم آنها استفاده کردند. می توان گفت دانش فیزیکی تجربی خاصی وجود داشت، اما سیستم دانش فیزیکی وجود نداشت.

بازنمایی های فیزیکی در چین باستان نیز بر اساس فعالیت های فنی مختلف ظاهر شد، که طی آن دستور العمل های تکنولوژیکی مختلفی توسعه یافت. به طور طبیعی، اول از همه، نمایش های مکانیکی توسعه یافتند. بنابراین، چینی ها ایده هایی در مورد قدرت (چیزی که باعث حرکت شما می شود)، مقابله (آنچه حرکت را متوقف می کند)، اهرم، بلوک، مقایسه وزنه ها (مقایسه با استاندارد) داشتند. در زمینه اپتیک، چینی ها تصوری از شکل گیری یک تصویر معکوس در "دوربین تاریک" داشتند. قبلاً در قرن ششم قبل از میلاد. آنها پدیده های مغناطیس را می دانستند - جذب آهن توسط آهنربا، که بر اساس آن قطب نما ایجاد شد. در زمینه آکوستیک، آنها قوانین هارمونی، پدیده های رزونانس را می دانستند. اما اینها هنوز ایده های تجربی بودند که هیچ توضیح نظری نداشتند.

در هند باستان، اساس ایده های طبیعی-فلسفی، آموزه پنج عنصر - خاک، آب، آتش، هوا و اتر است. در مورد ساختار اتمی ماده نیز حدسی وجود داشت. ایده های اولیه در مورد خواص ماده مانند سنگینی، سیالیت، ویسکوزیته، کشسانی و غیره در مورد حرکت و علل ایجاد آن ایجاد شد. تا قرن ششم. قبل از میلاد مسیح. مفاهیم فیزیکی تجربی در برخی مناطق تمایل به انتقال به ساختارهای نظری اصلی (در اپتیک، آکوستیک) را نشان می‌دهند.

پدیده رادیواکتیویته یا فروپاشی خود به خود هسته ها توسط فیزیکدان فرانسوی A. Becquerel در سال 1896 کشف شد. او کشف کرد که اورانیوم و ترکیبات آن پرتوها یا ذراتی از خود ساطع می کنند که به اجسام مات نفوذ می کنند و می توانند صفحه عکاسی را روشن کنند. بکرل دریافت که تابش شدت فقط با غلظت اورانیوم متناسب است و به شرایط خارجی (دما، فشار) و به وجود اورانیوم در ترکیبات شیمیایی بستگی ندارد.

فیزیکدانان انگلیسی E. Rutherford و F. Soddy ثابت کردند که در تمام فرآیندهای رادیواکتیو دگرگونی های متقابل هسته اتم رخ می دهد. عناصر شیمیایی. مطالعه خواص تشعشعی که این فرآیندها را در مغناطیسی و میدان های الکتریکی، نشان داد که به ذرات a (هسته هلیوم)، ذرات b (الکترون) و پرتوهای g (تابش الکترومغناطیسی با طول موج بسیار کوتاه) تقسیم می شود.

هسته اتمی که ذرات g-quanta، a-، b- یا سایر ذرات را ساطع می کند، نامیده می شود. هسته رادیواکتیو. 272 هسته اتمی پایدار در طبیعت وجود دارد. تمام هسته های دیگر رادیواکتیو هستند و نامیده می شوند رادیو ایزوتوپ ها.

انرژی اتصال هسته، مقاومت آن را در برابر فروپاشی به اجزای تشکیل دهنده مشخص می کند. اگر انرژی اتصال هسته کمتر از انرژی اتصال محصولات فروپاشی آن باشد، به این معنی است که هسته می تواند خود به خود (خود به خود) تجزیه شود. در طی واپاشی آلفا، ذرات آلفا تقریباً تمام انرژی را با خود می برند و تنها 2 درصد آن روی هسته ثانویه می افتد. در واپاشی آلفا عدد جرمی 4 واحد و عدد اتمی دو واحد تغییر می کند.

انرژی اولیه یک ذره آلفا 4-10 مگا ولت است. از آنجایی که ذرات آلفا جرم و بار زیادی دارند، میانگین مسیر آزاد آنها در هوا کوتاه است. بنابراین، برای مثال، میانگین مسیر آزاد ذرات آلفا در هوا که از هسته اورانیوم ساطع می‌شوند 2.7 سانتی‌متر و ذرات منتشر شده توسط رادیوم 3.3 سانتی‌متر است.

این فرآیند تبدیل یک هسته اتمی به هسته دیگر با تغییر در شماره سریال بدون تغییر عدد جرمی است. سه نوع واپاشی b وجود دارد: الکترونیکی، پوزیترون، و گرفتن الکترون مداری توسط هسته اتم. نوع آخرین پوسیدگی نیز معمولا نامیده می شود به- گرفتن، زیرا در این مورد جذب یک الکترون از نزدیکترین نقطه به هسته است بهپوسته ها جذب الکترون از Lو مپوسته نیز امکان پذیر است، اما احتمال کمتری دارد. نیمه عمر هسته های فعال b در محدوده بسیار وسیعی متفاوت است.

تعداد هسته های بتا فعال در حال حاضر حدود یک و نیم هزار هسته شناخته شده است، اما تنها 20 مورد از آنها ایزوتوپ های بتا رادیواکتیو طبیعی هستند. بقیه به صورت مصنوعی به دست می آیند.

توزیع انرژی جنبشی پیوسته الکترون های گسیل شده در طول واپاشی با این واقعیت توضیح داده می شود که همراه با الکترون، یک پادنوترینو نیز گسیل می شود. اگر پادنوترینوها وجود نداشتند، الکترون‌ها یک تکانه کاملاً مشخص، برابر با تکانه هسته باقی‌مانده خواهند داشت. یک شکست شدید در طیف در مقدار انرژی جنبشی برابر با انرژی فروپاشی بتا مشاهده می شود. در این حالت، انرژی جنبشی هسته و پادنوترینو برابر با صفر است و الکترون تمام انرژی آزاد شده در طول واکنش را با خود می برد.

در هنگام فروپاشی الکترونیکی، هسته باقیمانده دارای شماره سریال یک بیشتر از هسته اصلی است، در حالی که عدد جرمی را حفظ می کند. این بدان معنی است که در هسته باقیمانده تعداد پروتون ها یک افزایش یافته است، در حالی که تعداد نوترون ها، برعکس، کمتر شده است: N=A-(Z+1).

در واپاشی پوزیترون، تعداد کل نوکلئون ها حفظ می شود، اما در هسته نهایی یک نوترون بیشتر از هسته اولیه وجود دارد. بنابراین، واپاشی پوزیترون را می توان به عنوان واکنش تبدیل درون هسته یک پروتون به یک نوترون با گسیل یک پوزیترون و یک نوترینو تفسیر کرد.

به ضبط الکترونیکیبه فرآیند جذب توسط یک اتم یکی از الکترون های مداری اتم آن اشاره دارد. از آنجایی که گرفتن الکترون از مدار نزدیک به هسته محتمل ترین است، الکترون ها به احتمال زیاد جذب می شوند. به- پوسته ها بنابراین، این فرآیند نیز نامیده می شود به- گرفتن.

احتمال بسیار کمتری برای گرفتن الکترون از L-,م-پوسته ها پس از گرفتن الکترون از بهپوسته، یک سری انتقال الکترون ها از مدار به مدار اتفاق می افتد، یک حالت اتمی جدید تشکیل می شود، یک کوانتوم پرتو ایکس ساطع می شود.

هسته های پایدار در پایین ترین حالت انرژی قرار دارند. به این حالت حالت اصلی می گویند. اما با تابش هسته های اتم با ذرات مختلف یا پروتون های پرانرژی می توان انرژی خاصی را به آنها منتقل کرد و در نتیجه آنها را به حالات مربوط به انرژی بالاتر منتقل کرد. پس از گذشت مدتی از یک حالت برانگیخته به حالت پایه، هسته اتم می تواند یک ذره را ساطع کند، اگر انرژی تحریک به اندازه کافی زیاد باشد، یا تابش الکترومغناطیسی پرانرژی - یک کوانتوم گاما.

از آنجایی که هسته برانگیخته در حالت های انرژی گسسته است، تشعشع گاما نیز با طیف خطی مشخص می شود.

شکافت هسته های سنگین چندین نوترون آزاد تولید می کند. این امر سازماندهی به اصطلاح واکنش زنجیره‌ای شکافت را ممکن می‌سازد، زمانی که نوترون‌ها که در محیطی حاوی عناصر سنگین منتشر می‌شوند، می‌توانند با انتشار نوترون‌های آزاد جدید باعث شکافت خود شوند. اگر محیط به گونه ای باشد که تعداد نوترون های تازه متولد شده افزایش یابد، فرآیند شکافت مانند بهمن رشد می کند. در صورتی که تعداد نوترون ها در طول شکافت های بعدی کاهش یابد، واکنش زنجیره ای هسته ای تجزیه می شود.

برای به دست آوردن یک واکنش زنجیره ای هسته ای ثابت، بدیهی است که باید چنین شرایطی ایجاد شود که هر هسته ای که یک نوترون را جذب کرده است، به طور متوسط ​​در حین شکافت یک نوترون آزاد کند که به سمت شکافت هسته دوم سنگین می رود.

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

یک واکنش زنجیره ای هسته ای در یک راکتور فقط با تعداد معینی از هسته های شکافت پذیر انجام می شود که می توانند در هر انرژی نوترونی شکافت شوند. از میان مواد شکافت پذیر، مهم ترین ایزوتوپ 235 U است که سهم آن در اورانیوم طبیعی تنها 0.714 درصد است.

اگرچه 238 U توسط نوترون هایی تقسیم می شود که انرژی آنها از 1.2 مگا الکترون ولت بیشتر است، با این حال، یک واکنش زنجیره ای خودپایدار بر روی نوترون های سریع در اورانیوم طبیعی به دلیل احتمال بالای برهم کنش غیرالاستیک هسته های 238 U با نوترون های سریع امکان پذیر نیست. در این حالت، انرژی نوترون از انرژی شکافت آستانه 238 هسته U کمتر می شود.

استفاده از تعدیل کننده منجر به کاهش جذب رزونانس در 238 U می شود، زیرا یک نوترون می تواند در اثر برخورد با هسته های تعدیل کننده از ناحیه انرژی های تشدید عبور کند و توسط هسته های 235 U، 239 Pu، 233 U جذب شود. سطح مقطع شکافت آن با کاهش انرژی نوترون به طور قابل توجهی افزایش می یابد. به عنوان تعدیل کننده از موادی با تعداد جرم کم و سطح مقطع جذب کم (آب، گرافیت، بریلیم و غیره) استفاده می شود.

برای توصیف یک واکنش زنجیره‌ای شکافت، کمیتی به نام ضریب ضرب K استفاده می‌شود. این نسبت تعداد نوترون‌های یک نسل خاص به تعداد نوترون‌های نسل قبل است. برای یک واکنش زنجیره ای شکافت ثابت، K=1. یک سیستم اصلاحی (رآکتور) که در آن K=1 بحرانی نامیده می شود. اگر K> 1 باشد، تعداد نوترون‌های سیستم افزایش می‌یابد و در این حالت بیش از حد بحرانی نامیده می‌شود. در K< 1 происходит уменьшение числа нейтронов, и система называется под критической. В стационарном состоянии реактора число вновь образующихся нейтронов равно числу нейтронов, покидающих реактор (нейтроны утечки) и поглощающихся в его пределах. В критическом реакторе присутствуют нейтроны всех энергий. Они образуют так называемый энергетический спектр нейтронов, который характеризует число нейтронов различных энергий в единице объема в любой точке реактора. Средняя энергия спектра нейтронов определяется долей замедлителя, делящихся ядер (ядра горючего) и других материалов, которые входят в состав активной зоны реактора. Если بیشترشکافت زمانی رخ می دهد که نوترون های حرارتی جذب شوند، پس چنین راکتوری راکتور نوترونی حرارتی نامیده می شود. انرژی نوترون در چنین سیستمی از 0.2 eV تجاوز نمی کند. اگر بیشتر شکافت ها در یک راکتور با جذب نوترون های سریع اتفاق بیفتد، چنین راکتوری راکتور نوترونی سریع نامیده می شود.

در هسته یک راکتور نوترونی حرارتی، همراه با سوخت هسته ای، جرم قابل توجهی از یک تعدیل کننده وجود دارد، ماده ای که با سطح مقطع پراکندگی بزرگ و سطح مقطع جذب کوچک مشخص می شود.

هسته راکتور تقریباً همیشه، به استثنای راکتورهای خاص، توسط یک بازتابنده احاطه شده است که بخشی از نورون ها را به دلیل پراکندگی متعدد به هسته برمی گرداند.

در راکتورهای مبتنی بر نورون های سریع، ناحیه فعال توسط مناطق تولید مثل احاطه شده است. آنها ایزوتوپ های شکافت پذیر را انباشته می کنند. علاوه بر این، مناطق تولید مثل نیز عملکرد یک بازتابنده را انجام می دهند.

در یک راکتور هسته ای تجمعی از محصولات شکافت وجود دارد که به آنها سرباره می گویند. وجود سرباره منجر به تلفات اضافی نوترون های آزاد می شود.

راکتورهای هسته ای بسته به آرایش متقابل سوخت و تعدیل کننده به 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. یک راکتور ناهمگن نامیده می شود که در آن سوخت به شکل بلوک یا مجموعه سوخت در تعدیل کننده قرار می گیرد و یک شبکه هندسی منظم در آن تشکیل می دهد.

در حین کار راکتور، گرما در عناصر حذف کننده حرارت (عناصر سوختی) و همچنین در تمام عناصر ساختاری آن در مقادیر مختلف آزاد می شود. این اول از همه به دلیل مهار قطعات شکافت، تابش بتا و گامای آنها، و همچنین هسته هایی است که با نورون ها برهم کنش دارند، و در نهایت، به کاهش سرعت نورون های سریع. قطعات در شکافت هسته سوخت بر اساس سرعت های مربوط به دمای صدها میلیارد درجه طبقه بندی می شوند.

در واقع، E= mu 2 = 3RT، که در آن E انرژی جنبشی قطعات، MeV است. R \u003d 1.38 10 -23 J / K - ثابت بولتزمن. با توجه به اینکه 1 MeV = 1.6 10 -13 J، 1.6 10 -6 E = 2.07 10 -16 T، T = 7.7 10 9 E بدست می آوریم. محتمل ترین مقادیر انرژی برای شکافت قطعات 97 MeV برای یک قطعه سبک و 65 مگا ولت برای یک سنگین. سپس دمای مربوطه برای یک قطعه سبک 7.5 10 11 K است، برای قطعه سنگین - 5 10 11 K. اگرچه دمای قابل دستیابی در یک راکتور هسته ای از نظر تئوری تقریباً نامحدود است، در عمل محدودیت ها با حداکثر دمای مجاز ساختار تعیین می شوند. مواد و عناصر سوخت

یکی از ویژگی های یک راکتور هسته ای این است که 94٪ از انرژی شکافت فورا به گرما تبدیل می شود. در مدت زمانی که قدرت راکتور یا چگالی مواد موجود در آن زمان تغییر محسوسی ندارد. بنابراین، هنگامی که قدرت راکتور تغییر می کند، آزاد شدن گرما بدون تاخیر فرآیند شکافت سوخت را دنبال می کند. با این حال، هنگامی که راکتور خاموش می شود، زمانی که سرعت شکافت بیش از ده ها برابر کاهش می یابد، منابع انتشار حرارت تاخیری (تابش گاما و بتا محصولات شکافت) در آن باقی می مانند که غالب می شوند.

قدرت یک راکتور هسته ای متناسب با چگالی شار نورون در آن است، بنابراین هر توانی از نظر تئوری قابل دستیابی است. در عمل، توان محدود کننده با سرعت حذف گرمای آزاد شده در راکتور تعیین می شود. حذف حرارت ویژه در راکتورهای قدرت مدرن 10 2 - 10 3 مگاوات / متر مکعب، در گرداب - 10 4 - 10 5 مگاوات / متر مکعب است.

گرما از راکتور توسط مایع خنک کننده که از طریق آن در گردش است خارج می شود. ویژگی مشخصهراکتور گرمای باقیمانده پس از پایان واکنش شکافت است که نیاز به حذف حرارت برای مدت طولانی پس از خاموش شدن راکتور دارد. اگرچه خروجی گرمای باقیمانده بسیار کمتر از مقدار اسمی است، گردش مایع خنک کننده از طریق راکتور باید به طور قابل اعتمادی تضمین شود، زیرا گرمای فروپاشی قابل کنترل نیست. به منظور جلوگیری از گرم شدن بیش از حد و آسیب به عناصر سوخت، خارج کردن مایع خنک کننده از راکتوری که مدتی کار کرده است به شدت ممنوع است.

راکتور انرژی هسته‌ای وسیله‌ای است که در آن یک واکنش زنجیره‌ای کنترل‌شده از شکافت هسته‌ای عناصر سنگین انجام می‌شود و انرژی حرارتی آزاد شده در طی آن توسط مایع خنک‌کننده حذف می‌شود. عنصر اصلی یک راکتور هسته ای هسته است. این سوخت هسته ای را در خود جای داده و یک واکنش زنجیره ای شکافت را انجام می دهد. منطقه فعال مجموعه ای از عناصر سوختی است که حاوی سوخت هسته ای هستند که به روش خاصی قرار گرفته اند. راکتورهای نوترونی حرارتی از تعدیل کننده استفاده می کنند. یک مایع خنک کننده از طریق هسته حرکت می کند و عناصر سوخت را خنک می کند. در برخی از انواع راکتورها نقش تعدیل کننده و خنک کننده توسط یک ماده به عنوان مثال آب معمولی یا سنگین انجام می شود. برای

برای کنترل عملکرد راکتور، میله های کنترلی ساخته شده از مواد با سطح مقطع جذب نوترون بزرگ به درون هسته وارد می شوند. هسته راکتورهای قدرت توسط یک بازتابنده نوترون احاطه شده است - لایه ای از مواد تعدیل کننده برای کاهش نشت نوترون ها از هسته. علاوه بر این، به لطف بازتابنده، چگالی نوترون و آزاد شدن انرژی در حجم هسته برابر می‌شود، که این امکان را فراهم می‌آورد که قدرت بیشتری برای اندازه‌های منطقه داده شده، برای دستیابی به سوخت یکنواخت‌تر سوخت، و افزایش مدت زمان راکتور بدون سوخت گیری سوخت، و برای ساده سازی سیستم حذف حرارت. بازتابنده به دلیل انرژی کاهش سرعت و جذب نوترون ها و گاما کوانتاها گرم می شود، بنابراین خنک کننده آن تامین می شود. هسته، بازتابنده و سایر عناصر در یک محفظه یا محفظه مهر و موم شده قرار دارند که معمولاً توسط محافظ بیولوژیکی احاطه شده است.

هسته راکتور باید به گونه ای طراحی شود که امکان جابجایی غیرقابل پیش بینی اجزای آن را که منجر به افزایش واکنش پذیری شود، حذف کند. بخش ساختاری اصلی یک هسته ناهمگن یک عنصر سوخت است که تا حد زیادی قابلیت اطمینان، ابعاد و هزینه آن را تعیین می کند. در راکتورهای قدرت، به عنوان یک قاعده، میله های سوخت با سوخت به شکل گلوله های فشرده دی اکسید اورانیوم محصور شده در پوسته فولادی یا آلیاژ زیرکونیوم استفاده می شود. برای راحتی، عناصر سوخت در مجموعه های سوخت (FA)، که در هسته یک راکتور هسته ای نصب می شوند، مونتاژ می شوند.

در میله های سوخت، سهم اصلی انرژی حرارتی تولید و به خنک کننده منتقل می شود. بیش از 90 درصد از کل انرژی آزاد شده در طول شکافت هسته های سنگین در داخل عناصر سوختی آزاد می شود و توسط مایع خنک کننده ای که در اطراف عناصر سوخت جریان دارد حذف می شود. عناصر سوخت در شرایط حرارتی بسیار شدید کار می کنند: حداکثر چگالی شار حرارتی از عنصر سوخت به مایع خنک کننده به (1 - 2) 10 6 W / m 2 می رسد، در حالی که در دیگهای بخار مدرن (2 - 3) 10 5 W / است. متر 2. علاوه بر این، مقدار زیادی گرما در حجم نسبتاً کمی از سوخت هسته ای آزاد می شود. شدت انرژی سوخت هسته ای نیز بسیار بالا است. انتشار گرمای ویژه در هسته به 10 8 -10 9 W/m 3 می رسد، در حالی که در دیگ های بخار مدرن از 10 7 W/m 3 تجاوز نمی کند.

شارهای حرارتی بزرگی که از سطح عناصر سوخت عبور می کنند و چگالی انرژی قابل توجهی سوخت نیاز به دوام و قابلیت اطمینان فوق العاده بالایی از عناصر سوخت دارد. علاوه بر این، شرایط عملکرد عناصر سوخت با دمای عملیاتی بالا، رسیدن به 300 - 600 درجه سانتیگراد در سطح پوسته، احتمال شوک های حرارتی، ارتعاش، وجود شار نوترونی پیچیده می شود (شار به 10 27 نوترون/ m 2).

الزامات فنی بالایی بر روی میله های سوخت اعمال می شود: سادگی طراحی. پایداری مکانیکی و استحکام در جریان خنک کننده، تضمین حفظ ابعاد و سفتی؛ جذب کم نوترون توسط مواد ساختاری میله سوخت و حداقل مواد ساختاری در هسته. عدم تعامل سوخت هسته ای و محصولات شکافت با پوشش سوخت، خنک کننده و تعدیل کننده در دمای عملیاتی. شکل هندسی عنصر سوخت باید نسبت مورد نیاز سطح و حجم و حداکثر شدت حذف گرما توسط مایع خنک‌کننده از کل سطح عنصر سوخت را تضمین کند و همچنین عمق زیادی از سوخت هسته‌ای و سوخت بالا را تضمین کند. درجه نگهداری محصولات شکافت میله های سوخت باید مقاومت در برابر تشعشع داشته باشند، ابعاد و طراحی لازم را داشته باشند و توانایی انجام سریع عملیات سوخت گیری را فراهم کنند. سادگی و کارایی بازسازی سوخت هسته ای و کم هزینه را دارند.

به دلایل ایمنی، روکش های سوخت باید در طول کل دوره کارکرد هسته (3-5 سال) و ذخیره سازی بعدی عناصر سوخت مصرف شده تا زمانی که برای پردازش مجدد ارسال شوند (1-3 سال) به طور قابل اعتماد مهر و موم شوند. هنگام طراحی هسته، لازم است از قبل حدود مجاز آسیب به عناصر سوخت (تعداد و درجه آسیب) تعیین و توجیه شود. هسته به گونه ای طراحی شده است که در طول کار در طول عمر تخمینی آن، از محدودیت های تعیین شده برای آسیب به عناصر سوخت تجاوز نشود. مطابقت با این الزامات با طراحی هسته، کیفیت مایع خنک کننده، ویژگی ها و قابلیت اطمینان سیستم حذف حرارت تضمین می شود. در حین کار، سفتی روکش اجزای سوخت فردی امکان پذیر است. دو نوع چنین تخلفی وجود دارد: تشکیل ریزترک هایی که از طریق آن محصولات شکافت گازی از عنصر سوخت به داخل خنک کننده خارج می شوند (یک نقص از نوع چگالی گاز). بروز عیوب که در آن تماس مستقیم سوخت با مایع خنک کننده امکان پذیر است.

شرایط کار میله های سوخت تا حد زیادی توسط طراحی هسته تعیین می شود، که باید هندسه طراحی میله های سوخت و آنچه را که از نظر شرایط دمایی برای توزیع مایع خنک کننده ضروری است، ارائه دهد. جریان خنک کننده پایدار باید از طریق هسته در طول کار راکتور از نیروی برق حفظ شود، که حذف گرما قابل اطمینان را تضمین می کند. هسته باید مجهز به حسگرهایی در داخل کنترل راکتور باشد که اطلاعاتی در مورد توزیع نیرو، شار نوترون، شرایط دمایی عناصر سوخت و جریان خنک کننده ارائه می دهد.

هسته یک راکتور قدرت باید به گونه ای طراحی شود که مکانیسم درونی برهمکنش بین فرآیندهای نوترونی-فیزیکی و حرارتی-فیزیکی سطح توان ایمن جدیدی را تحت هر گونه اختلال در ضریب ضرب تنظیم کند. در عمل، ایمنی یک نیروگاه هسته ای از یک سو با پایداری راکتور (کاهش ضریب ضرب با افزایش دما و قدرت هسته) و از سوی دیگر توسط قابلیت اطمینان سیستم کنترل و حفاظت خودکار

به منظور اطمینان از ایمنی در عمق، طراحی هسته و ویژگی های سوخت هسته ای باید امکان تشکیل توده های بحرانی مواد شکافت پذیر در هنگام تخریب هسته و ذوب سوخت هسته ای را حذف کند. هنگام طراحی هسته، باید امکان معرفی یک جاذب نوترون برای متوقف کردن واکنش زنجیره ای در هر موردی که با نقض خنک سازی هسته همراه است وجود داشته باشد.

هسته ای که حاوی حجم زیادی از سوخت هسته ای برای جبران سوختگی، مسمومیت و اثر دما است، همانطور که بود، چندین جرم بحرانی دارد. بنابراین، هر حجم بحرانی سوخت باید با وسایل جبران واکنشی تامین شود. آنها باید به گونه ای در هسته قرار گیرند که امکان توده های بحرانی محلی را از بین ببرند.

راکتورها بر اساس سطح انرژی نوترون‌های درگیر در واکنش شکافت، بر اساس اصل قرارگیری سوخت و تعدیل‌کننده، هدف مورد نظر، نوع تعدیل‌کننده و خنک‌کننده و وضعیت فیزیکی آن‌ها طبقه‌بندی می‌شوند.

از نظر سطح انرژی نوترون: راکتورها می توانند بر روی نوترون های سریع، روی نوترون های انرژی حرارتی و متوسط ​​(رزونانس) کار کنند و بر این اساس به راکتورهای روی نوترون های حرارتی، سریع و میانی تقسیم می شوند (گاهی اوقات برای اختصار آنها را حرارتی می نامند. سریع و متوسط).

که در راکتور نوترونی حرارتیبیشتر شکافت هسته ای زمانی اتفاق می افتد که هسته های ایزوتوپ های شکافت پذیر نوترون های حرارتی را جذب کنند. راکتورهایی که در آنها شکافت هسته ای عمدتاً توسط نوترون هایی با انرژی بیشتر از 0.5 مگا ولت تولید می شود، راکتورهای نوترونی سریع نامیده می شوند. راکتورهایی که در آنها بیشتر شکافت ها در نتیجه جذب نوترون های میانی توسط ایزوتوپ های شکافت پذیر رخ می دهد، راکتورهای نوترونی میانی (رزونانسی) نامیده می شوند.

در حال حاضر راکتورهای نوترونی حرارتی بیشترین استفاده را دارند. راکتورهای حرارتی با غلظت 235 U2 سوخت هسته ای در هسته از 1 تا 100 کیلوگرم بر متر مکعب و وجود توده های بزرگ تعدیل کننده مشخص می شوند. یک راکتور نوترونی سریع با غلظت 235 U یا 239 U سوخت هسته ای در مرتبه 1000 کیلوگرم بر متر مکعب و عدم وجود تعدیل کننده در هسته مشخص می شود.

در راکتورهای نوترونی میانی، تعدیل کننده بسیار کمی در هسته وجود دارد و غلظت 235 U سوخت هسته ای در آن از 100 تا 1000 کیلوگرم بر متر مکعب است.

در راکتورهای نوترونی حرارتی، شکافت هسته‌های سوخت زمانی اتفاق می‌افتد که نوترون‌های سریع توسط هسته گرفته می‌شوند، اما احتمال این فرآیند ناچیز است (1 تا 3 درصد). نیاز به یک تعدیل کننده نوترونی به دلیل این واقعیت است که مقاطع شکافت موثر هسته های سوخت در انرژی های نوترونی کم بسیار بزرگتر از انرژی های زیاد هستند.

در هسته یک راکتور حرارتی باید یک تعدیل کننده وجود داشته باشد - ماده ای که هسته های آن تعداد جرم کمی دارند. گرافیت، آب سنگین یا سبک، بریلیم، مایعات آلی به عنوان تعدیل کننده استفاده می شود. اگر آب سنگین یا گرافیت به عنوان تعدیل کننده عمل کند، راکتور حرارتی حتی می تواند بر روی اورانیوم طبیعی کار کند. برای سایر تعدیل کنندگان، باید از اورانیوم غنی شده استفاده شود. ابعاد بحرانی ضروری راکتور به درجه غنی‌سازی سوخت بستگی دارد؛ با افزایش درجه غنی‌سازی، آنها کوچک‌تر می‌شوند. یک نقطه ضعف قابل توجه راکتورهای نوترونی حرارتی از دست دادن نوترون های کند در نتیجه جذب آنها توسط تعدیل کننده، خنک کننده، مواد ساختاری و محصولات شکافت است. بنابراین در این گونه راکتورها لازم است از موادی با سطح مقطع جذب کم برای نوترون های کند به عنوان تعدیل کننده، خنک کننده و مواد ساختاری استفاده شود.

که در راکتورهای نوترونی میانی، که در آن بیشتر رویدادهای شکافت توسط نوترون هایی با انرژی بالاتر از حرارتی (از 1 eV تا 100 کو ولت) ایجاد می شود، جرم تعدیل کننده کمتر از راکتورهای حرارتی است. یکی از ویژگی های عملکرد چنین راکتوری این است که سطح مقطع شکافت سوخت با افزایش شکافت نوترون در ناحیه میانی کمتر از سطح مقطع جذب مواد ساختاری و محصولات شکافت کاهش می یابد. بنابراین، احتمال اعمال شکافت در مقایسه با اعمال جذب افزایش می یابد. الزامات برای ویژگی های نوترونی مواد ساختاری کمتر سختگیرانه است، دامنه آنها گسترده تر است. در نتیجه، هسته یک راکتور نوترونی میانی می‌تواند از مواد قوی‌تری ساخته شود، که امکان افزایش حذف حرارت ویژه از سطح گرمایش راکتور را فراهم می‌کند. غنی سازی سوخت در ایزوتوپ های شکافت پذیر در راکتورهای میانی باید بیشتر از راکتورهای حرارتی در نتیجه کاهش سطح مقطع باشد. بازتولید سوخت هسته ای در راکتورهای نوترونی میانی بیشتر از راکتورهای نوترونی حرارتی است.

موادی که نوترون های ضعیفی دارند به عنوان خنک کننده در راکتورهای میانی استفاده می شوند. مثلاً فلزات مایع. تعدیل کننده گرافیت، بریلیم و غیره است.

میله های سوخت با سوخت بسیار غنی شده در هسته یک راکتور نوترونی سریع قرار می گیرند. منطقه فعال توسط یک منطقه پرورش احاطه شده است که شامل میله های سوخت حاوی مواد خام سوخت (اورانیوم ضعیف شده، توریم) است. نوترون های ساطع شده از منطقه فعال در منطقه تولید مثل توسط هسته های ماده خام سوخت جذب می شوند، در نتیجه سوخت هسته ای جدید تشکیل می شود. مزیت ویژه راکتورهای سریع امکان سازماندهی بازتولید گسترده سوخت هسته ای در آنها است. همزمان با تولید انرژی، به جای سوخت هسته ای سوخت جدید تولید کنید. راکتورهای سریع نیازی به تعدیل کننده ندارند و خنک کننده نباید سرعت نوترون ها را کاهش دهد.

بسته به نحوه قرارگیری سوخت در هسته، راکتورها به دو دسته همگن و ناهمگن تقسیم می شوند.

که در راکتور همگنسوخت هسته‌ای، خنک‌کننده و تعدیل‌کننده (در صورت وجود) کاملاً مخلوط شده‌اند و در یک حالت فیزیکی هستند، یعنی. هسته یک راکتور کاملاً همگن یک مخلوط همگن مایع، جامد یا گازی از سوخت هسته ای، خنک کننده یا تعدیل کننده است. راکتورهای همگن می توانند هم گرمایی و هم نوترون سریع باشند. در چنین رآکتوری، کل هسته در داخل یک ظرف کروی فولادی قرار دارد و یک مخلوط مایع همگن از سوخت و تعدیل کننده به شکل محلول یا آلیاژ مایع است (مثلا محلول سولفات اورانیوم در آب، محلول اورانیوم. در بیسموت مایع)، که به طور همزمان عملکرد خنک کننده را انجام می دهد.

یک واکنش شکافت هسته ای در محلول سوخت داخل ظرف راکتور کروی رخ می دهد، در نتیجه دمای محلول افزایش می یابد. محلول قابل احتراق از راکتور وارد مبدل حرارتی می شود، در آنجا گرما را به آب مدار ثانویه می دهد، خنک می شود و توسط یک پمپ گردش خون به راکتور بازگردانده می شود. به منظور جلوگیری از وقوع یک واکنش هسته ای در خارج از راکتور، حجم خطوط لوله مدار، مبدل حرارتی و پمپ به گونه ای انتخاب می شوند که حجم سوخت واقع در هر بخش از مدار بسیار کمتر از مقدار بحرانی باشد. . راکتورهای همگن دارای چندین مزیت نسبت به راکتورهای ناهمگن هستند. این یک طراحی ساده از هسته و حداقل ابعاد آن، توانایی حذف مداوم محصولات شکافت و افزودن سوخت هسته ای تازه در حین کار بدون خاموش کردن راکتور، سهولت در آماده سازی سوخت و همچنین این واقعیت است که راکتور را می توان با تغییر کنترل کرد. غلظت سوخت هسته ای

با این حال، راکتورهای همگن دارای معایب جدی نیز هستند. یک مخلوط همگن که در اطراف مدار گردش می کند، تشعشعات رادیواکتیو قوی ساطع می کند، که نیاز به حفاظت اضافی دارد و کنترل راکتور را پیچیده می کند. تنها بخشی از سوخت در راکتور است و برای تولید انرژی استفاده می شود و بخشی دیگر در خطوط لوله خارجی، مبدل های حرارتی و پمپ ها است. مخلوط در گردش باعث خوردگی و فرسایش شدید سیستم ها و دستگاه های راکتور و مدار می شود. تشکیل یک مخلوط انفجاری انفجاری در یک راکتور همگن در نتیجه تجزیه رادیویی آب به وسایلی برای احتراق آن نیاز دارد. همه اینها به این واقعیت منجر شده است که راکتورهای همگن به طور گسترده مورد استفاده قرار نمی گیرند.

که در راکتور ناهمگنسوخت به شکل بلوک در تعدیل کننده قرار می گیرد، یعنی. سوخت و تعدیل کننده از نظر مکانی از هم جدا شده اند.

در حال حاضر، تنها راکتورهای ناهمگن برای مقاصد انرژی طراحی شده اند. سوخت هسته ای در چنین رآکتوری می تواند در حالت های گازی، مایع و جامد استفاده شود. با این حال، اکنون راکتورهای ناهمگن فقط با سوخت جامد کار می کنند.

بسته به عامل تعدیل کننده، راکتورهای ناهمگن به گرافیت، آب سبک، آب سنگین و آلی تقسیم می شوند. با توجه به نوع خنک کننده، راکتورهای ناهمگن آب سبک، آب سنگین، گاز و فلز مایع هستند. حامل های حرارتی مایع در داخل راکتور می توانند در حالت تک فاز و دو فاز باشند. در حالت اول مایع خنک کننده داخل راکتور نمی جوشد و در حالت دوم جوش می آورد.

راکتورهایی که در هسته آنها دمای خنک کننده مایع کمتر از نقطه جوش است راکتورهای آب تحت فشار و راکتورهایی که مایع خنک کننده در داخل آنها می جوشد جوش نامیده می شوند.

بسته به تعدیل کننده و خنک کننده مورد استفاده، راکتورهای ناهمگن بر اساس طرح های مختلف ساخته می شوند. در روسیه، انواع اصلی راکتورهای انرژی هسته ای آب تحت فشار و گرافیت آب هستند.

با توجه به طراحی، راکتورها به مخزن و کانال تقسیم می شوند. که در راکتورهای کشتیفشار مایع خنک کننده توسط محفظه حمل می شود. کل جریان خنک کننده در داخل مخزن راکتور جریان می یابد. که در راکتورهای کانالیمایع خنک کننده به هر کانال با مجموعه سوخت به طور جداگانه عرضه می شود. مخزن راکتور با فشار مایع خنک کننده بارگذاری نمی شود، این فشار توسط هر کانال جداگانه حمل می شود.

بسته به هدف، راکتورهای هسته ای به قدرت، مبدل و چند برابر، تحقیقاتی و چند منظوره، حمل و نقل و صنعتی تقسیم می شوند.

راکتورهای انرژی هسته‌ای برای تولید برق در نیروگاه‌های هسته‌ای، نیروگاه‌های کشتی، نیروگاه‌های حرارتی و ترکیبی هسته‌ای (NPP)، و همچنین در ایستگاه‌های تامین حرارت هسته‌ای (NPP) استفاده می‌شوند.

راکتورهایی که برای تولید سوخت هسته ای ثانویه از اورانیوم طبیعی و توریم طراحی شده اند، نامیده می شوند مبدل هایا بار بر اساس عوامل. در راکتور مبدل سوخت هسته ای ثانویه، کمتر از مصرف اولیه تشکیل می شود.

در راکتور - بار چند برابر، بازتولید گسترده ای از 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 پرتوهای نوترون و گاما، تحقیقات رادیوشیمیایی و بیولوژیکی، تولید ایزوتوپ ها، تحقیقات تجربی در فیزیک راکتورهای هسته ای استفاده می شوند.

راکتورها دارای قدرت متفاوت، حالت ثابت یا پالسی عملکرد هستند. پرکاربردترین راکتورهای تحقیقاتی آب تحت فشار بر روی اورانیوم غنی شده توان حرارتی راکتورهای تحقیقاتی در محدوده وسیعی متفاوت است و به چند هزار کیلووات می رسد.

راکتورهای چند منظوره رآکتورهایی هستند که اهداف متعددی مانند تولید برق و تولید سوخت هسته ای را انجام می دهند.

اگر k eff >< 1, ряд благополучно сходится и по формуле суммы геометрической прогрессии имеем

به کجا<1 - коэффициент, равный отношению числа нейтронов, вызвавших деление, к полному их числу. Этот коэффициент зависит от конструкции установки, используемых материалов и т.д. Он надёжно вычисляется. В примерах k=0,6. Осталось выяснить, как можно получить первоначальный поток нейтронов N 0 . Для этого можно использовать ускоритель, дающий достаточно интенсивный поток протонов или других частиц, которые, реагируя с некоторой мишенью, порождают большое кол-во нейтронов. Действительно, например, при столкновении с массивной свинцовой мишенью каждый протон, ускоренный до энергии 1ГэВ (10 9 эВ), производит в результате развития ядерного каскада в среднем n = 22 нейтрона. Энергии их составляют несколько мега электрон -вольт, что как раз соответствует работе реактора на быстрых

مانند

جنبه های مهندسی یک راکتور همجوشی:

راکتور حرارتی توکامک از بخش‌های اصلی زیر تشکیل شده است: سیستم‌های مغناطیسی، برودتی و خلاء، سیستم منبع تغذیه، پتو، مدار و محافظ تریتیوم، سیستم گرمایش پلاسما اضافی و تغذیه آن با سوخت، و همچنین سیستم کنترل و نگهداری از راه دور.

سیستم مغناطیسی شامل سیم پیچ هایی از یک میدان مغناطیسی حلقوی، یک سلف برای حفظ جریان و گرمایش القایی پلاسما و سیم پیچ هایی است که یک میدان مغناطیسی پلوئیدی را تشکیل می دهد که برای عملکرد دیورتور و حفظ تعادل ستون پلاسما ضروری است.

برای حذف تلفات ژول، سیستم مغناطیسی همانطور که قبلا ذکر شد کاملاً ابررسانا خواهد بود. برای سیم پیچ های سیستم مغناطیسی، قرار است از آلیاژهای نیوبیم-تیتانیوم و نیوبیم-قلع استفاده شود.

ایجاد یک سیستم مغناطیسی برای راکتور ابررسانا با که در 12 T و چگالی جریان حدود 2 کیلو آمپر یکی از مشکلات مهندسی اصلی در توسعه یک راکتور حرارتی هسته ای است که باید در آینده نزدیک حل شود.

سیستم برودتی شامل یک کرایواستات سیستم مغناطیسی و کرایوپنل ها در انژکتورها برای گرمایش پلاسما اضافی است. کرایوستات به شکل یک محفظه خلاء است که تمام ساختارهای خنک شده در آن محصور شده اند. هر سیم پیچ سیستم مغناطیسی در هلیوم مایع قرار می گیرد. بخار آن صفحه های ویژه ای را که در داخل کرایواستات قرار دارند خنک می کند تا شار حرارتی از سطوح در دمای هلیوم مایع را کاهش دهد. سیستم برودتی دارای دو مدار خنک کننده است که یکی از آنها هلیوم مایع را به گردش در می آورد که دمای مورد نیاز برای عملکرد عادی سیم پیچ های ابررسانا را در حدود 4 کلوین فراهم می کند و دیگری نیتروژن مایع است که دمای آن 80 تا 95 کلوین است. مدار برای خنک کردن پارتیشن ها، جداسازی قطعات با هلیوم و دمای اتاق عمل می کند.

کرایوپنل های انژکتورها توسط هلیوم مایع خنک می شوند و برای جذب گازها طراحی شده اند که باعث می شود نرخ پمپاژ کافی در خلاء نسبتاً بالا حفظ شود.

سیستم خلاء پمپاژ هلیوم، هیدروژن و ناخالصی ها را از حفره دیورتور یا از فضای اطراف پلاسما در حین کار راکتور و همچنین از محفظه کاری در مکث های بین پالس ها فراهم می کند. برای جلوگیری از پمپاژ تریتیوم به محیط، لازم است مدار بسته در سیستم با حداقل مقدار تریتیوم در گردش فراهم شود. گاز را می توان توسط پمپ های توربومولکولی پمپاژ کرد که بهره وری آنها باید تا حدودی بیشتر از آنچه امروز به دست می آید باشد. مدت زمان مکث برای آماده سازی محفظه کار برای پالس بعدی از 30 ثانیه تجاوز نمی کند.

سیستم منبع تغذیه اساساً به حالت عملکرد راکتور بستگی دارد. برای یک توکامک که در حالت پیوسته کار می کند، به طور قابل توجهی ساده تر است. هنگام کار در حالت پالس، توصیه می شود از یک سیستم منبع تغذیه ترکیبی - یک شبکه و یک موتور ژنراتور استفاده کنید. قدرت ژنراتور توسط بارهای ضربه ای تعیین می شود و به 10 6 کیلو وات می رسد.

پتوی راکتور در پشت دیواره اول محفظه کار قرار دارد و برای جذب نوترون های تولید شده در واکنش DT، بازتولید تریتیوم "سوخته" و تبدیل انرژی نوترون به انرژی حرارتی طراحی شده است. در یک راکتور هیبریدی گرما هسته ای، پتو برای تولید مواد شکافت پذیر نیز خدمت می کند. Blanket در اصل چیزی جدید است که یک راکتور حرارتی هسته ای را از یک تاسیسات گرما هسته ای معمولی متمایز می کند. تجربه طراحی و بهره برداری از پتو هنوز در دسترس نیست، بنابراین توسعه مهندسی و طراحی پتوهای لیتیوم و اورانیوم مورد نیاز خواهد بود.

مدار تریتیوم از چندین واحد مستقل تشکیل شده است که بازسازی گاز تخلیه شده از محفظه کار، ذخیره سازی و تامین آن برای پر کردن پلاسما، استخراج تریتیوم از پتو و بازگشت آن به سیستم منبع تغذیه و همچنین تصفیه را تضمین می کند. گازهای خروجی و هوای حاصل از آن.

حفاظت راکتور به دو دسته تشعشع و بیولوژیکی تقسیم می شود. محافظ تابشی شار نوترون را ضعیف می کند و آزاد شدن انرژی در سیم پیچ های ابررسانا را کاهش می دهد. برای عملکرد عادی سیستم مغناطیسی با حداقل مصرف انرژی، لازم است شار نوترون را 10 ثانیه -10 6 برابر تضعیف کرد. محافظ تشعشعی بین پتو و کویل های میدان حلقوی قرار دارد و تمام سطح محفظه کار را به جز کانال های دیورتر و انژکتورها می پوشاند. بسته به ترکیب، ضخامت محافظ 80-130 سانتی متر است.

سپر بیولوژیکی با دیوارهای سالن راکتور منطبق است و از بتن با ضخامت 200 - 250 سانتی متر ساخته شده است و از فضای اطراف در برابر تشعشع محافظت می کند.

سیستم های گرمایش پلاسما اضافی و تامین سوخت فضای قابل توجهی را در اطراف راکتور اشغال می کنند. اگر پلاسما توسط پرتوهای اتم های سریع گرم شود، در این صورت محافظ تشعشع باید کل انژکتور را احاطه کند، که برای چیدمان تجهیزات در سالن راکتور و تعمیر و نگهداری راکتور ناخوشایند است. سیستم‌های گرمایش فرکانس بالا از این نظر جذاب‌تر هستند، زیرا دستگاه‌های ورودی آن‌ها (آنتن‌ها) فشرده‌تر هستند و ژنراتورها را می‌توان در خارج از سالن راکتور نصب کرد. تحقیق در مورد توکاماک و توسعه طراحی آنتن امکان انتخاب نهایی سیستم گرمایش پلاسما را فراهم می کند.

سیستم کنترل بخشی جدایی ناپذیر از یک راکتور حرارتی هسته ای است. مانند هر راکتوری، به دلیل سطح نسبتاً بالای رادیواکتیویته در فضای اطراف راکتور، از راه دور کنترل و نگهداری می شود - هم در حین کار و هم در دوره های خاموشی.

منبع رادیواکتیویته در یک راکتور حرارتی اولاً تریتیوم است که با گسیل الکترون ها و 7 کوانتای کم انرژی (نیمه عمر آن حدود 13 سال است) تجزیه می شود و ثانیاً هسته های رادیواکتیو در اثر برهمکنش نوترون ها تشکیل می شوند. با مواد ساختاری پتو و دوربین های کار. برای رایج ترین آنها (فولاد، آلیاژهای مولیبدن و نیوبیم)، فعالیت بسیار زیاد است، اما هنوز حدود 10-100 برابر کمتر از راکتورهای هسته ای با قدرت مشابه است. در آینده، برنامه ریزی شده است که از موادی با فعالیت القایی کم در یک راکتور گرما هسته ای، به عنوان مثال، آلومینیوم و وانادیم استفاده شود. در این میان، راکتور همجوشی توکامک با در نظر گرفتن تعمیر و نگهداری از راه دور طراحی می شود که الزامات بیشتری را بر طراحی آن تحمیل می کند. به طور خاص، از بخش های یکسان متصل به یکدیگر تشکیل شده است که با بلوک های استاندارد مختلف (ماژول) پر می شود. این به شما امکان می دهد، در صورت لزوم، با استفاده از دستکاری کننده های ویژه، گره های جداگانه را نسبتاً آسان جایگزین کنید.

واکنش های هسته ای انرژی هسته ای.

هسته اتمی

هسته اتم با بار Ze، جرم M، اسپین J، گشتاور چهار قطبی مغناطیسی و الکتریکی Q، شعاع مشخص R، اسپین ایزوتونیک T مشخص می شود و از نوکلئون ها - پروتون ها و نوترون ها تشکیل شده است.

تعداد نوکلئون های A در یک هسته نامیده می شود عدد جرمی. عدد Z نامیده می شود شماره شارژهسته یا عدد اتمی از آنجایی که Z تعداد پروتون ها را تعیین می کند و A - تعداد نوکلئون های هسته را تعیین می کند، بنابراین تعداد نورون های هسته اتم N=A-Z است. هسته های اتمی با Z یکسان اما A متفاوت نامیده می شوند ایزوتوپ ها. به طور متوسط، حدود سه ایزوتوپ پایدار برای هر مقدار Z وجود دارد. به عنوان مثال، 28 Si، 29 Si، 30 Si ایزوتوپ های پایدار هسته سی هستند. علاوه بر ایزوتوپ‌های پایدار، اکثر عناصر دارای ایزوتوپ‌های ناپایدار نیز هستند که با طول عمر محدود مشخص می‌شوند.

هسته هایی با جرم یکسان A نامیده می شوند ایزوبارهاو با همان تعداد نوترون - ایزوتون ها.

تمام هسته های اتم به دو دسته پایدار و ناپایدار تقسیم می شوند. خواص هسته های پایدار به طور نامحدود بدون تغییر باقی می ماند. هسته های ناپایدار دستخوش انواع دگرگونی ها می شوند.

اندازه‌گیری‌های تجربی جرم هسته‌های اتم، که با دقت زیادی انجام شده است، نشان می‌دهد که جرم یک هسته همیشه کمتر از مجموع جرم‌های نوکلئون‌های تشکیل‌دهنده آن است.

انرژی اتصال انرژی است که باید برای تقسیم هسته به نوکلئون های تشکیل دهنده آن صرف شود.

انرژی اتصال مربوط به عدد جرمی A نامیده می شود انرژی اتصال متوسط ​​یک نوکلئوندر هسته اتم (انرژی اتصال در هر نوکلئون).

انرژی اتصال تقریباً برای تمام هسته های پایدار ثابت است و تقریباً برابر با 8 مگا الکترون ولت است. استثنا منطقه هسته های سبک است که در آن میانگین انرژی اتصال از صفر (A=1) به 8 MeV برای هسته 12C افزایش می یابد.

به طور مشابه، انرژی اتصال در هر نوکلئون را می توان به عنوان انرژی اتصال هسته نسبت به سایر اجزای تشکیل دهنده آن معرفی کرد.

برخلاف میانگین انرژی اتصال نوکلئون ها، میزان انرژی اتصال یک نورون و یک پروتون از هسته ای به هسته دیگر متفاوت است.

اغلب، به جای انرژی اتصال، کمیتی به نام نقص انبوهو برابر با اختلاف جرم و عدد جرمی هسته اتم است.

تابش گاما

تابش گاما تابش الکترومغناطیسی با طول موج کوتاه است. در مقیاس امواج الکترومغناطیسی، با تشعشعات پرتو ایکس سخت هم مرز است و ناحیه فرکانس‌های بالاتر را اشغال می‌کند. تابش گاما دارای طول موج بسیار کوتاهی است (λhν (ν فرکانس تابش است، h ثابت پلانک است).

تشعشعات گاما در هنگام فروپاشی هسته‌های رادیواکتیو، ذرات بنیادی، در هنگام نابودی جفت‌های ذره-ضد ذره، و همچنین در هنگام عبور ذرات باردار سریع از ماده رخ می‌دهد.

تشعشعات گاما، که با فروپاشی هسته های رادیواکتیو همراه است، در طول انتقال هسته از حالت انرژی برانگیخته تر به حالت کمتر برانگیخته یا پایه منتشر می شود. انرژی یک γ-کوانتوم برابر است با اختلاف انرژی Δε ρ حالاتی که انتقال بین آنها انجام می شود.

حالت هیجانی

وضعیت پایه هسته E1

گسیل یک کوانتوم γ توسط هسته، برخلاف دیگر انواع تبدیلات رادیواکتیو، تغییری در عدد اتمی یا عدد جرمی ندارد. پهنای خط تابش گاما بسیار کوچک است (~10-2 eV). از آنجایی که فاصله بین سطوح چندین برابر بیشتر از عرض خط است، طیف پرتو گاما خطی شکل است، یعنی. از تعدادی خطوط مجزا تشکیل شده است. مطالعه طیف تابش گاما امکان تعیین انرژی حالت های برانگیخته هسته ها را فراهم می کند. کوانتوم های گاما با انرژی های بالا در هنگام فروپاشی برخی از ذرات بنیادی ساطع می شوند. بنابراین، فروپاشی مزون π 0 در حال استراحت باعث ایجاد تشعشعات گاما با انرژی ~70 MeV می شود. تشعشعات گاما از فروپاشی ذرات بنیادی نیز یک طیف خطی را تشکیل می دهد. با این حال، ذرات بنیادی در معرض فروپاشی اغلب با سرعتی قابل مقایسه با سرعت نور حرکت می کنند. در نتیجه، یک داپلر گسترش خط رخ می دهد و طیف پرتو گاما در یک محدوده انرژی گسترده لکه دار می شود. تشعشعات گاما، که در طی عبور ذرات باردار سریع از ماده ایجاد می شود، به دلیل کاهش سرعت آنها به میدان کولن هسته های اتمی ماده ایجاد می شود. تشعشعات گامای برمسترالونگ و همچنین تابش اشعه ایکس برمسترالونگ با طیف پیوسته مشخص می‌شوند که حد بالایی آن با انرژی یک ذره باردار مانند یک الکترون منطبق است. در شتاب دهنده های ذرات، گاما bremsstrahlung با حداکثر انرژی تا چند ده GeV تولید می شود.

در فضای بین ستاره‌ای، تابش گاما می‌تواند در نتیجه برخورد کوانتوم‌های تابش امواج بلند و الکترومغناطیسی نرم‌تر، مانند نور، با الکترون‌هایی که توسط میدان‌های مغناطیسی اجرام فضایی شتاب می‌گیرند، رخ دهد. در این حالت، یک الکترون سریع انرژی خود را به تابش الکترومغناطیسی منتقل می کند و نور مرئی به تابش گامای سخت تری تبدیل می شود.

یک پدیده مشابه می تواند در شرایط زمینی رخ دهد، زمانی که الکترون های پرانرژی تولید شده در شتاب دهنده ها با فوتون های نور مرئی در پرتوهای نور شدید تولید شده توسط لیزرها برخورد می کنند. الکترون انرژی را به یک فوتون نوری منتقل می کند که به یک کوانتوم γ تبدیل می شود. بنابراین، در عمل می‌توان فوتون‌های نور را به کوانتوم‌های پرانرژی پرتو گاما تبدیل کرد.

تابش گاما قدرت نفوذ بالایی دارد، یعنی. می تواند بدون تضعیف محسوس به ضخامت های زیادی از ماده نفوذ کند. فرآیندهای اصلی که در طول برهمکنش تابش گاما با ماده رخ می دهد عبارتند از جذب فوتوالکتریک (اثر فوتوالکتریک)، پراکندگی کامپتون (اثر کامپتون) و تشکیل جفت الکترون-پوزیترون. در اثر فوتوالکتریک، یک کوانتوم γ توسط یکی از الکترون‌های اتم جذب می‌شود و انرژی γ-کوانتوم (منهای انرژی اتصال الکترون در اتم) به انرژی جنبشی الکترون در حال پرواز تبدیل می‌شود. خارج از اتم احتمال اثر فوتوالکتریک با توان پنجم عدد اتمی عنصر نسبت مستقیم و با توان سوم انرژی تابش گاما نسبت معکوس دارد. بنابراین، اثر فوتوالکتریک در ناحیه انرژی‌های کم γ-کوانتا (100 کیلو ولت) روی عناصر سنگین (Pb, U) غالب است.

با اثر کامپتون، یک کوانتوم γ توسط یکی از الکترون هایی که در اتم ضعیف است پراکنده می شود. برخلاف اثر فوتوالکتریک، کوانتوم γ با اثر کامپتون ناپدید نمی‌شود، بلکه انرژی (طول موج) و جهت انتشار را تغییر می‌دهد. در نتیجه اثر کامپتون، پرتو باریکی از پرتوهای گاما گسترده‌تر می‌شود و خود تابش نرم‌تر می‌شود (طول موج بلند). شدت پراکندگی کامپتون متناسب با تعداد الکترون های موجود در 1 سانتی متر مکعب از ماده است و بنابراین احتمال این فرآیند با عدد اتمی ماده متناسب است. اثر کامپتون در موادی با عدد اتمی کوچک و در انرژی‌های تابش گاما که از انرژی اتصال الکترون‌ها در اتم‌ها فراتر می‌رود، قابل توجه می‌شود. بنابراین، در مورد سرب، احتمال پراکندگی کامپتون با احتمال جذب فوتوالکتریک در انرژی ~0.5 MeV قابل مقایسه است. در مورد Al، اثر کامپتون در انرژی‌های بسیار پایین‌تر غالب است.

اگر انرژی γ-کوانتوم از 1.02 مگا ولت بیشتر شود، فرآیند تشکیل جفت الکترون-پوزیترون در میدان الکتریکی هسته ها امکان پذیر می شود. احتمال تشکیل جفت متناسب با مجذور عدد اتمی است و با افزایش hν افزایش می یابد. بنابراین، در hν ~ 10 MeV، فرآیند اصلی در هر ماده تشکیل جفت است.

0,1 0,5 1 2 5 10 50

انرژی پرتوهای γ (Mev)

فرآیند معکوس نابودی یک جفت الکترون-پوزیترون منبع تابش گاما است.

برای مشخص کردن تضعیف تابش گاما در یک ماده، معمولاً از ضریب جذب استفاده می‌شود که نشان می‌دهد در چه ضخامتی از جاذب، شدت I 0 پرتو تابشی گامای فرودی در چه ضخامتی کاهش می‌یابد. هیک بار:

در اینجا μ 0 ضریب جذب خطی تابش گاما است. گاهی اوقات یک ضریب جذب جرمی معادل نسبت μ 0 به چگالی جاذب معرفی می شود.

قانون نمایی تضعیف تابش گاما برای جهت باریک پرتو گاما معتبر است، زمانی که هر فرآیند، اعم از جذب و پراکندگی، تابش گاما را از پرتو اولیه حذف کند. با این حال، در انرژی های بالا، فرآیند عبور تابش گاما از ماده بسیار پیچیده تر می شود. الکترون‌ها و پوزیترون‌های ثانویه انرژی بالایی دارند و بنابراین می‌توانند به نوبه خود تشعشع گاما را از طریق فرآیندهای کاهش سرعت و نابودی ایجاد کنند. بنابراین، تعدادی از نسل‌های متناوب از تابش گامای ثانویه، الکترون‌ها و پوزیترون‌ها در ماده به وجود می‌آیند، یعنی یک دوش آبشاری ایجاد می‌شود. تعداد ذرات ثانویه در چنین دوش ابتدا با ضخامت افزایش می یابد و به حداکثر می رسد. با این حال، سپس فرآیندهای جذب شروع به تسلط بر فرآیندهای تکثیر ذرات می کنند و دوش فروکش می کند. توانایی اشعه گاما برای ایجاد دوش به نسبت بین انرژی آن و به اصطلاح انرژی بحرانی بستگی دارد، پس از آن دوش گرفتن در یک ماده معین عملاً توانایی توسعه را از دست می دهد.

برای تغییر انرژی تابش گاما در فیزیک تجربی، از طیف‌سنج‌های گاما در انواع مختلف استفاده می‌شود که بیشتر بر اساس اندازه‌گیری انرژی الکترون‌های ثانویه است. انواع اصلی طیف سنج های تابش گاما عبارتند از: مغناطیسی، سوسوزنی، نیمه هادی، پراش کریستالی.

مطالعه طیف تابش گامای هسته ای اطلاعات مهمی در مورد ساختار هسته ها ارائه می دهد. مشاهده اثرات مرتبط با تأثیر محیط خارجی بر خواص تابش گامای هسته ای برای مطالعه خواص جامدات استفاده می شود.

از تشعشعات گاما در فناوری استفاده می شود، به عنوان مثال، برای تشخیص عیوب در قطعات فلزی - تشخیص عیب گاما. در شیمی پرتو، از پرتوهای گاما برای شروع تبدیلات شیمیایی، مانند فرآیندهای پلیمریزاسیون استفاده می شود. اشعه گاما در صنایع غذایی برای استریل کردن مواد غذایی استفاده می شود. منابع اصلی تشعشعات گاما ایزوتوپ های رادیواکتیو طبیعی و مصنوعی و همچنین شتاب دهنده های الکترونی هستند.

تأثیر اشعه گاما بر بدن مشابه تأثیر سایر انواع پرتوهای یونیزان است. تشعشعات گاما می تواند باعث آسیب تشعشع به بدن تا مرگ آن شود. ماهیت تأثیر تشعشع گاما به انرژی کوانتوم γ و ویژگی های فضایی قرار گرفتن در معرض، به عنوان مثال، خارجی یا داخلی بستگی دارد. اثربخشی بیولوژیکی نسبی پرتو گاما 0.7-0.9 است. در شرایط صنعتی (قرار گرفتن در معرض مزمن در دوزهای کم)، اثربخشی بیولوژیکی نسبی پرتو گاما برابر با 1 است. پرتو گاما در پزشکی برای درمان تومورها، برای استریل کردن اماکن، تجهیزات و داروها استفاده می شود. تابش گاما همچنین برای به دست آوردن جهش با انتخاب بعدی اشکال مفید اقتصادی استفاده می شود. این گونه است که انواع بسیار پربار میکروارگانیسم ها (مثلاً برای به دست آوردن آنتی بیوتیک ها) و گیاهان پرورش می یابند.

امکانات مدرن پرتودرمانی عمدتاً به دلیل ابزارها و روش های گاما درمانی از راه دور گسترش یافته است. موفقیت گامادرمانی از راه دور در نتیجه کار گسترده در زمینه استفاده از منابع رادیواکتیو مصنوعی قدرتمند تشعشع گاما (کبالت-60، سزیم-137) و همچنین آماده سازی گامای جدید به دست آمده است.

اهمیت زیاد گاماتراپی از راه دور نیز با در دسترس بودن نسبی و سهولت استفاده از دستگاه های گاما توضیح داده می شود. دومی و همچنین اشعه ایکس برای تابش ثابت و متحرک طراحی شده اند. با کمک تابش متحرک، آنها تلاش می کنند تا با تابش پراکنده بافت های سالم، دوز زیادی در تومور ایجاد کنند. بهبودهای طراحی در ماشین های پرتو گاما با هدف کاهش نیم سایه، بهبود همگن سازی میدان، استفاده از فیلترهای شاتر و جستجوی گزینه های حفاظتی اضافی انجام شده است.

استفاده از تشعشعات هسته ای در تولید محصولات زراعی فرصت های جدید و گسترده ای را برای تغییر متابولیسم گیاهان کشاورزی، افزایش عملکرد آنها، تسریع توسعه و بهبود کیفیت باز کرده است.

در نتیجه اولین مطالعات رادیوبیولوژیست ها، مشخص شد که پرتوهای یونیزان عامل قدرتمندی است که بر رشد، تکامل و متابولیسم موجودات زنده تأثیر می گذارد. تحت تأثیر تابش گاما در گیاهان، حیوانات یا میکروارگانیسم ها، متابولیسم هماهنگ تغییر می کند، روند فرآیندهای فیزیولوژیکی تسریع یا کند می شود (بسته به دوز)، تغییرات در رشد، توسعه و تشکیل محصول مشاهده می شود.

به ویژه باید توجه داشت که در هنگام پرتودهی گاما، مواد رادیواکتیو وارد دانه ها نمی شود. دانه های پرتودهی شده و همچنین محصولی که از آنها به دست می آید، غیر رادیواکتیو هستند. دوزهای بهینه تابش فقط فرآیندهای طبیعی را که در گیاه اتفاق می‌افتد تسریع می‌کند و بنابراین هرگونه ترس و هشدار در مورد استفاده از محصول به‌دست‌آمده از بذرهایی که در معرض تابش قبل از کاشت قرار گرفته‌اند کاملاً بی‌اساس است.

استفاده از پرتوهای یونیزان برای افزایش ماندگاری محصولات کشاورزی و از بین بردن آفات مختلف حشرات آغاز شد. به عنوان مثال، اگر دانه قبل از بارگیری در آسانسور از یک پناهگاه با منبع پرتابش قدرتمند عبور داده شود، امکان تولید مثل آفات منتفی خواهد شد و می توان دانه را برای مدت طولانی بدون تلفات نگهداری کرد. خود دانه به عنوان یک محصول مغذی در چنین دوزهای تشعشع تغییر نمی کند. استفاده از آن به عنوان غذا برای چهار نسل از حیوانات آزمایشی هیچ گونه انحراف در رشد، توانایی تولید مثل و سایر انحرافات پاتولوژیک از هنجار ایجاد نکرد.

راکتور اتمی

منبع انرژی برای راکتور شکافت هسته های سنگین است. به یاد بیاورید که هسته ها از نوکلئون ها، یعنی پروتون ها و نوترون ها تشکیل شده اند. تعداد پروتون های Z بار هسته Ze را تعیین می کند: برابر با تعداد عنصر جدول تناوبی است و وزن اتمی هسته A تعداد کل پروتون ها و نوترون ها است. هسته‌هایی که تعداد پروتون‌های یکسانی دارند اما تعداد نوترون‌های متفاوتی دارند، ایزوتوپ‌های متفاوت یک عنصر هستند و با نماد عنصر وزن اتمی در بالا سمت چپ نشان داده می‌شوند. به عنوان مثال، ایزوتوپ های زیر اورانیوم وجود دارد: 238 U، 235 U، 233 U، ...

جرم هسته M نه تنها برابر با مجموع جرم پروتون ها و نوترون های سازنده آن است، بلکه کمتر از آن با مقدار M است که تعیین کننده انرژی اتصال است.

(مطابق با رابطه) M=Zm p +(A-Z)m n -(A)A، که در آن (A)c انرژی اتصال در هر نوکلئون است. مقدار (A) به جزئیات ساختار هسته مربوطه بستگی دارد ... با این حال، تمایل کلی برای وابستگی آن به وزن اتمی وجود دارد. یعنی با غفلت از جزئیات کوچک، این وابستگی را می توان با یک منحنی صاف توصیف کرد که در کوچکی افزایش می یابد. A که در وسط جدول تناوبی به حداکثر می رسد و پس از حداکثر به مقادیر بزرگ A کاهش می یابد. تصور کنید یک هسته سنگین با وزن اتمی A و جرم M به دو هسته A 1 و A 2 با جرم M تقسیم می شود. 1 و M 2، به ترتیب، و A 1 + A 2 برابر با A یا کمی کمتر از آن است، زیرا چندین نوترون می توانند در طول فرآیند شکافت به بیرون پرواز کنند. برای وضوح، بیایید حالت A 1 + A 2 = A را در نظر بگیریم. تفاوت بین جرم های هسته اولیه و دو هسته نهایی را در نظر بگیرید، و فرض می کنیم A 1 = A 2، به طوری که (A 1) \u003d ( A 2)، M \u003d M- M 1 -M 2 \u003d - (A) A + (A 1) (A 1 + A 2) \u003d A ((A 1) - (A 1)). اگر A مربوط به هسته سنگین در انتهای جدول تناوبی باشد، آنگاه A 1 در وسط قرار دارد و دارای حداکثر مقدار (A 2) است. این بدان معنی است که M>0 و در نتیجه در فرآیند شکافت انرژی E d \u003d Ms 2 آزاد می شود. برای هسته های سنگین، به عنوان مثال، برای هسته های اورانیوم، ((A 1) - (A)) با 2 \u003d 1 MeV. بنابراین در A=200 یک تخمین E d = 200 MeV داریم. به یاد بیاورید که یک الکترون ولت (eV) یک واحد انرژی خارج از سیستم است که برابر با انرژی بدست آمده توسط یک بار اولیه تحت تأثیر اختلاف پتانسیل 1V (1eV = 1.6 * 10-19 J) است. به عنوان مثال، میانگین انرژی آزاد شده در طول شکافت هسته 235 U

E d \u003d 180 MeV \u003d 180 10 6 eV.

بنابراین، هسته های سنگین منابع بالقوه انرژی هستند. با این حال، شکافت خود به خودی هسته ها به ندرت اتفاق می افتد و هیچ اهمیت عملی ندارد. اگر یک نوترون وارد یک هسته سنگین شود، فرآیند شکافت می تواند به طور چشمگیری تسریع شود. این پدیده با شدت های مختلف برای هسته های مختلف رخ می دهد و با سطح مقطع موثر فرآیند اندازه گیری می شود. بیایید به یاد بیاوریم که چگونه مقاطع موثر تعیین می شوند و چگونه آنها با احتمالات فرآیندهای خاص مرتبط هستند. تصور کنید پرتوی از ذرات (مثلاً نوترون‌ها) روی هدفی متشکل از اجسام خاصی، مثلاً هسته‌ها، می‌افتد. فرض کنید N 0 تعداد نوترون های پرتو باشد، n ​​چگالی هسته ها در واحد حجم (1 سانتی متر 3) است. اجازه دهید به رویدادهایی از نوع خاصی علاقه مند شویم، به عنوان مثال، شکافت هسته های هدف. سپس تعداد چنین رویدادهایی N با فرمول N=N 0 nl eff تعیین می شود، که در آن l طول هدف است و eff سطح مقطع فرآیند شکافت (یا هر فرآیند دیگر) با انرژی داده شده E نامیده می شود. به انرژی نوترون های فرود آمده همانطور که از فرمول قبلی مشخص است، سطح مقطع موثر دارای ابعاد مساحت (cm 2) است. این یک معنای هندسی کاملاً قابل درک دارد: این یک سکو است که با ورود به آن فرآیند مورد علاقه ما رخ می دهد. بدیهی است که اگر سطح مقطع بزرگ باشد، فرآیند شدید است و سطح مقطع کوچک با احتمال کم برخورد به این ناحیه مطابقت دارد، بنابراین در این حالت، فرآیند به ندرت اتفاق می افتد.

بنابراین، اجازه دهید برای برخی از هسته‌ها، سطح مقطع مؤثر به اندازه کافی بزرگ از فرآیند شکافت داشته باشیم، در این مورد، در طول شکافت، همراه با دو قطعه بزرگ A1 و A2، چندین نوترون می‌توانند به بیرون پرواز کنند. میانگین تعداد نوترون های اضافی را ضریب ضرب می گویند و با نماد k نشان داده می شود. سپس واکنش طبق طرح پیش می رود

n+A A 1 + A 2 + kn.

نوترون‌هایی که در این فرآیند به وجود می‌آیند، به نوبه خود با هسته‌های A واکنش می‌دهند که واکنش‌های شکافت جدید و تعداد نوترون‌های جدید و حتی بیشتر می‌دهد. اگر k> 1 باشد، چنین فرآیند زنجیره ای با شدت فزاینده رخ می دهد و منجر به انفجار با آزاد شدن مقدار زیادی انرژی می شود. اما این فرآیند قابل کنترل است. لزوماً همه نوترون‌ها وارد هسته A نمی‌شوند: آنها می‌توانند از طریق مرز بیرونی راکتور به بیرون بروند، می‌توانند در موادی که مخصوصاً وارد راکتور شده‌اند جذب شوند. بنابراین، مقدار k را می توان به مقداری k eff کاهش داد، که برابر با 1 است و فقط کمی از آن فراتر می رود. سپس می توان زمان برای منحرف کردن انرژی تولید شده داشت و عملکرد راکتور پایدار می شود. با این وجود، در این مورد، راکتور در حالت بحرانی کار می کند. عدم تخلیه انرژی منجر به یک واکنش زنجیره ای فزاینده و فاجعه می شود. همه سیستم های موجود دارای تدابیر ایمنی هستند، اما احتمال وقوع حوادث بسیار کم است و متاسفانه اتفاق می افتد.

ماده کار برای یک راکتور هسته ای چگونه انتخاب می شود؟ ضروری است که پیل های سوختی حاوی هسته های ایزوتوپی با سطح مقطع شکافت موثر بزرگ باشند. واحد اندازه گیری بخش 1 انبار \u003d 10 -24 سانتی متر مربع است. ما دو گروه مقطع را می بینیم: (233 U، 235 U، 239 Pu) و کوچک (232 Th، 238 U). به منظور تصور تفاوت، بیایید محاسبه کنیم که یک نوترون چقدر باید طی کند تا یک رویداد شکافت رخ دهد. اجازه دهید برای این فرمول N=N 0 nl eff استفاده کنیم. برای N=N 0 =1 داریم در اینجا n چگالی هسته ها است که p چگالی معمول و m = 1.66*10 -24 g واحد جرم اتمی است. برای اورانیوم و توریم، n = 4.8. 10 22 سانتی متر 3 . سپس برای 235 U، l = 10 سانتی متر و برای 232 Th l = 35 متر داریم. بنابراین، برای اجرای واقعی فرآیند شکافت، باید از ایزوتوپ هایی مانند 233 U، 235 U، 239 Pu استفاده کرد. ایزوتوپ 235 U به مقدار کمی در اورانیوم طبیعی وجود دارد که عمدتاً از 238 U تشکیل شده است، بنابراین اورانیوم غنی شده با ایزوتوپ 235 U معمولاً به عنوان سوخت هسته ای استفاده می شود. در عین حال، در طول کار راکتور، میزان قابل توجهی وجود دارد. مقدار ایزوتوپ شکافت پذیر دیگر تولید می شود - 239 Pu. پلوتونیوم در نتیجه زنجیره ای از واکنش ها به دست می آید

238 U + n () 239 U () 239 Np () 239 Pu,

جایی که به معنای گسیل یک فوتون است و بر اساس این طرح فروپاشی است

در اینجا Z بار هسته را تعیین می کند، به طوری که واپاشی به عنصر بعدی جدول تناوبی با همان پادنوترینوی A، الکترون e و الکترون v رخ می دهد. همچنین لازم به ذکر است که ایزوتوپ های A 1 , A 2 که در فرآیند شکافت به دست می آیند، معمولاً دارای نیمه عمری از یک سال تا صدها هزار سال رادیواکتیو هستند، به طوری که زباله های نیروگاه های هسته ای که سوخت سوخته است، بسیار خطرناک است و برای نگهداری نیاز به تدابیر خاصی دارد. در اینجا مشکل ذخیره سازی زمین شناسی مطرح می شود که باید قابلیت اطمینان را برای میلیون ها سال آینده تضمین کند. با وجود مزایای آشکار انرژی هسته ای، بر اساس عملکرد راکتورهای هسته ای در حالت بحرانی، دارای اشکالات جدی نیز می باشد. این اولاً خطر حوادث مشابه چرنوبیل است و ثانیاً مشکل زباله های رادیواکتیو. پیشنهاد استفاده از راکتورهای زیر بحرانی برای انرژی هسته ای مشکل اول را کاملاً حل می کند و راه حل دوم را تا حد زیادی تسهیل می کند.

راکتور هسته ای در حالت زیر بحرانی به عنوان تقویت کننده انرژی.

تصور کنید که ما یک راکتور هسته ای با ضریب ضرب نوترون موثر k eff کمی کمتر از واحد مونتاژ کرده ایم. اجازه دهید این دستگاه را با شار خارجی ثابتی از نوترون های N 0 تابش کنیم. سپس هر نوترون (منهای آنهایی که گسیل و جذب می شود، که در k eff در نظر گرفته می شود) باعث شکافت می شود که یک شار اضافی N 0 k 2 eff ایجاد می کند. هر نوترون از این عدد دوباره به طور متوسط ​​نوترون های k eff تولید می کند که شار اضافی N 0 k eff و غیره را به دست می دهد. بنابراین، شار کل نوترون هایی که فرآیندهای شکافت را ارائه می دهند برابر است

N \u003d N 0 (1 + k eff + k 2 eff + k 3 eff + ...) \u003d N 0 k n eff.

اگر keff> 1 باشد، سری در این فرمول واگرا می شود، که بازتابی از رفتار بحرانی فرآیند در این مورد است. اگر k eff< 1, ряд благополучно сходится и по формуле суммы геометрической прогрессии имеем

سپس آزاد شدن انرژی در واحد زمان (قدرت) با آزاد شدن انرژی در فرآیند شکافت تعیین می شود.

به کجا<1 - коэффициент, равный отношению числа нейтронов, вызвавших деление, к полному их числу. Этот коэффициент зависит от конструкции установки, используемых материалов и т.д. Он надёжно вычисляется. В примерах k=0,6. Осталось выяснить, как можно получить первоначальный поток нейтронов N 0 . Для этого можно использовать ускоритель, дающий достаточно интенсивный поток протонов или других частиц, которые, реагируя с некоторой мишенью, порождают большое кол-во нейтронов. Действительно, например, при столкновении с массивной свинцовой мишенью каждый протон, ускоренный до энергии 1ГэВ (10 9 эВ), производит в результате развития ядерного каскада в среднем n = 22 нейтрона. Энергии их составляют несколько мега электрон -вольт, что как раз соответствует работе реактора на быстрых

نوترون ها نمایش شار نوترون از طریق جریان شتاب دهنده راحت است

که در آن e بار پروتون است که برابر با بار الکتریکی اولیه است. هنگامی که انرژی را در الکترون ولت بیان می کنیم، به این معنی است که نمایش E \u003d eV را می گیریم، که در آن V پتانسیل مربوط به این انرژی است، که حاوی همان مقدار ولت است که الکترون ولت حاوی انرژی است. به این معنی که با در نظر گرفتن فرمول قبلی، می توانیم فرمول آزادسازی انرژی را بازنویسی کنیم مانند

در نهایت، نشان دادن قدرت کارخانه در فرم مناسب است

که در آن V پتانسیل متناظر با انرژی شتاب دهنده است، بنابراین VI طبق فرمول معروف، توان پرتو شتاب دهنده است: P 0 = VI، و R 0 در فرمول قبلی ضریب k eff = 0.98 است. ، که حاشیه قابل اعتمادی از بحرانی بودن را فراهم می کند. همه کمیت های دیگر شناخته شده اند و برای یک انرژی شتاب دهنده پروتون 1 گیگا ولت داریم . ما سود 120 گرفتیم که البته خیلی خوبه. با این حال، ضریب فرمول قبلی با حالت ایده آل مطابقت دارد، زمانی که هیچ تلفات انرژی هم در شتاب دهنده و هم در تولید برق وجود ندارد. برای بدست آوردن ضریب واقعی باید فرمول قبلی را در راندمان شتاب دهنده r y و راندمان نیروگاه حرارتی r e ضرب کرد. سپس R=r y r e R 0 . راندمان شتاب می تواند بسیار بالا باشد، به عنوان مثال، در یک پروژه واقعی یک سیکلوترون با جریان بالا 1 GeV، r y = 0.43. راندمان تولید برق می تواند 0.42 باشد. در نهایت، بهره واقعی R = r y r e R 0 = 21.8، که هنوز هم بسیار خوب است، زیرا تنها 4.6٪ از انرژی تولید شده توسط نصب باید برای حفظ شتاب دهنده برگردانده شود. در این حالت، راکتور تنها زمانی کار می کند که شتاب دهنده روشن باشد و خطر واکنش زنجیره ای کنترل نشده وجود ندارد.

اصل ساختن انرژی هسته ای.

همانطور که می دانید، همه چیز در جهان از مولکول هایی تشکیل شده است که

مجموعه های پیچیده ای از تعاملات هستند

اتم های شناور مولکول ها کوچکترین ذرات هستند

موادی که خواص خود را حفظ می کنند. ترکیب مولکول ها

شامل اتم های عناصر شیمیایی مختلف است.

عناصر شیمیایی از اتم هایی از یک نوع تشکیل شده اند.

اتم، کوچکترین ذره یک عنصر شیمیایی،

از هسته "سنگین" است و به دور الکترو

هسته اتم ها توسط مجموعه ای از مثبت ها تشکیل می شوند

پروتون های باردار و نوترون های خنثی

این ذرات که نوکلئون نامیده می شوند، نگه داشته می شوند

در هسته ها توسط نیروهای جاذبه کوتاه برد،

ناشی از تبادل مزون ها،

ذرات کوچکتر

هسته عنصر X به عنوان یا X-A نشان داده می شود، به عنوان مثال، اورانیوم U-235 -،

جایی که Z بار هسته است، برابر با تعداد پروتون ها، که عدد اتمی هسته را تعیین می کند، A تعداد جرمی هسته است، برابر با

تعداد کل پروتون ها و نوترون ها

هسته‌های عناصر با تعداد پروتون یکسان، اما تعداد نوترون‌های متفاوت، ایزوتوپ نامیده می‌شوند (مثلاً اورانیوم).

دارای دو ایزوتوپ U-235 و U-238) هسته ها در N=const، z=var - توسط ایزوبارها.

هسته‌های هیدروژن، پروتون‌ها، و همچنین نوترون‌ها، الکترون‌ها (ذرات بتا) و تک هسته‌های هلیوم (که ذرات آلفا نامیده می‌شوند)، می‌توانند به طور مستقل در خارج از ساختارهای هسته‌ای وجود داشته باشند. چنین هسته‌هایی یا ذرات بنیادی که در فضا حرکت می‌کنند و در فاصله‌هایی به ترتیب ابعاد عرضی هسته‌ها به هسته‌ها نزدیک می‌شوند، می‌توانند با هسته‌ها تعامل کنند، همانطور که می‌گویند در واکنش شرکت می‌کنند. در این حالت، ذرات می توانند توسط هسته گرفته شوند یا پس از برخورد، جهت حرکت را تغییر دهند، بخشی از انرژی جنبشی را به هسته بدهند. این گونه کنش های متقابل واکنش های هسته ای نامیده می شوند. واکنش بدون نفوذ به هسته، پراکندگی الاستیک نامیده می شود.

پس از گرفتن ذره، هسته مرکب در حالت برانگیخته است. هسته می تواند به روش های مختلفی خود را از برانگیختگی رها کند - ذره ای دیگر و یک کوانتوم گاما را ساطع کند یا به دو قسمت نابرابر تقسیم شود. با توجه به نتایج نهایی، واکنش ها متمایز می شوند - جذب، پراکندگی غیرالاستیک، شکافت، تبدیل هسته ای با انتشار یک پروتون یا یک ذره آلفا.

انرژی اضافی آزاد شده در طی دگرگونی های هسته ای اغلب به شکل شار پرتو گاما است.

احتمال یک واکنش با مقدار "برش عرضی" یک نوع واکنش مشخص می شود.

شکافت هسته های سنگین در حین گرفتن اتفاق می افتد

نوترون ها این ذرات جدید را آزاد می کند.

و انرژی اتصال هسته، منتقل می شود

قطعات شکافت این یک پدیده اساسی است.

در اواخر دهه 30 توسط دانشمندان آلمانی کشف شد

nymi Hahn و Strassman که پایه و اساس را گذاشتند

برای استفاده عملی از انرژی هسته ای

هسته های عناصر سنگین - اورانیوم، پلوتونیوم و برخی دیگر به شدت نوترون های حرارتی را جذب می کنند. پس از عمل جذب نوترون، یک هسته سنگین با احتمال ~ 0.8 به دو قسمت نابرابر از نظر جرم تقسیم می شود که به آنها قطعات یا محصولات شکافت می گویند. در این حالت، نوترون های سریع / (به طور متوسط ​​حدود 2.5 نوترون در هر رویداد شکافت)، ذرات بتا با بار منفی و کوانتوم های گاما خنثی ساطع می شوند و انرژی اتصال ذرات در هسته به انرژی جنبشی قطعات شکافت، نوترون ها تبدیل می شود. و سایر ذرات سپس این انرژی صرف تحریک حرارتی اتم‌ها و مولکول‌های سازنده ماده می‌شود. برای گرم کردن مواد اطراف

پس از عمل شکافت هسته‌ای، قطعات هسته‌ای که در حین شکافت به دنیا می‌آیند، به دلیل ناپایدار بودن، تحت یک سری دگرگونی‌های رادیواکتیو متوالی قرار می‌گیرند و با کمی تأخیر، نوترون‌های "تأخیر"، تعداد زیادی ذرات آلفا، بتا و گاما را ساطع می‌کنند. از سوی دیگر، برخی از قطعات توانایی جذب شدید نوترون را دارند.

راکتور هسته ای یک تاسیسات فنی است که در آن یک واکنش زنجیره ای خودپایدار شکافت هسته های سنگین با آزاد شدن انرژی هسته ای انجام می شود. یک راکتور هسته ای شامل یک منطقه فعال و یک بازتابنده است که در یک محفظه محافظ قرار می گیرد.منطقه فعال شامل سوخت هسته ای به شکل ترکیب سوخت در یک پوشش محافظ و یک تعدیل کننده است. پیل های سوختی معمولاً به شکل میله های نازک هستند. آنها در بسته ها جمع آوری می شوند و در پوشش ها محصور می شوند. به این گونه ترکیبات پیش ساخته مجموعه یا کاست می گویند.

یک مایع خنک کننده در امتداد عناصر سوخت حرکت می کند که گرمای تحولات هسته ای را درک می کند. مایع خنک کننده گرم شده در هسته به دلیل عملکرد پمپ ها یا تحت تأثیر نیروهای ارشمیدس در امتداد مدار گردش حرکت می کند و با عبور از مبدل حرارتی یا مولد بخار گرما را به خنک کننده مدار خارجی می دهد.

انتقال گرما و حرکت حامل های آن را می توان به عنوان یک طرح ساده نشان داد:

1. راکتور

2. مبدل حرارتی، مولد بخار

3. کارخانه توربین بخار

4. ژنراتور

5. کندانسور

توسعه یک جامعه صنعتی مبتنی بر سطح روزافزون تولید و مصرف است.

انواع مختلف انرژی

همانطور که می دانید تولید گرما و برق بر اساس فرآیند سوزاندن سوخت های فسیلی است.

منابع انرژی -

• روغن

و در مهندسی انرژی هسته ای - شکافت هسته اتم های اورانیوم و پلوتونیوم در طول جذب نوترون.

مقیاس استخراج و مصرف منابع انرژی فسیلی، فلزات، مصرف آب، هوا برای تولید مقدار انرژی لازم برای بشر بسیار زیاد است و افسوس که ذخایر منابع محدود است. مشکل کاهش سریع منابع انرژی طبیعی ارگانیک به ویژه حاد است.

1 کیلوگرم اورانیوم طبیعی جایگزین 20 تن زغال سنگ می شود.

ذخایر جهانی منابع انرژی 355 Q تخمین زده می شود، که در آن Q واحد انرژی حرارتی است، معادل Q=2.52*1017 کیلوکالری = 36*109 تن سوخت استاندارد /t.c.f./، یعنی. سوخت با ارزش حرارتی 7000 کیلو کالری در کیلوگرم، به طوری که ذخایر انرژی 12.8 * 1012 تن سوخت مرجع است.

از این مقدار تقریباً 1/3 یعنی. ~ 4.3 * 1012 tce را می توان با استفاده از فناوری مدرن با هزینه متوسط ​​استخراج سوخت استخراج کرد. از سوی دیگر، تقاضای فعلی برای حامل های انرژی 1.1 * 1010 tce / سال است و با نرخ 3-4٪ در سال رشد می کند. دو برابر هر 20 سال

به راحتی می توان تخمین زد که منابع فسیلی ارگانیک، حتی با توجه به کاهش احتمالی رشد مصرف انرژی، تا حد زیادی در قرن آینده کاهش می یابد.

به هر حال، متذکر می شویم که احتراق زغال سنگ فسیلی و نفت که دارای گوگرد حدود 2.5 درصد است، سالانه تا 400 میلیون تن تولید می کند. دی اکسید گوگرد و اکسیدهای نیتروژن، به عنوان مثال. حدود 70 کیلوگرم مواد مضر به ازای هر ساکن زمین در سال.

استفاده از انرژی هسته اتم، توسعه انرژی هسته ای حاد بودن این مشکل را برطرف می کند.

در واقع، کشف شکافت هسته‌های سنگین در حین گرفتن نوترون‌ها، که قرن ما را اتمی کرد، گنجینه قابل توجهی از سوخت هسته‌ای را به ذخایر انرژی سوخت‌های فسیلی اضافه کرد. ذخایر اورانیوم در پوسته زمین رقم عظیمی معادل 1014 تن برآورد شده است. با این حال، بخش عمده ای از این ثروت در حالت پراکنده است - در گرانیت، بازالت. در آب های اقیانوس ها میزان اورانیوم به 4*109 تن می رسد. با این حال، ذخایر نسبتا کمی اورانیوم غنی که استخراج معادن در آنها ارزان است، شناخته شده است. بنابراین حجم منابع اورانیوم قابل استخراج با تکنولوژی مدرن و با قیمت مناسب 108 تن برآورد می شود. طبق برآوردهای امروزی، تقاضای سالانه اورانیوم 104 تن اورانیوم طبیعی است. بنابراین، این ذخایر، همانطور که آکادمیسین A.P. Aleksandrov گفت، امکان حذف شمشیر داموکلس از کمبود سوخت را برای مدت نامحدودی فراهم می کند.

یکی دیگر از مشکلات مهم جامعه صنعتی مدرن، تضمین حفظ طبیعت، خلوص آب و حوضه هوا است.

نگرانی شناخته شده دانشمندان در مورد "اثر گلخانه ای" ناشی از انتشار دی اکسید کربن ناشی از احتراق سوخت های فسیلی و گرمایش جهانی آب و هوا در سیاره ما. و مشکلات آلودگی گازی در حوضه هوا، باران های «ترش»، مسمومیت رودخانه ها در بسیاری از مناطق به نقطه بحرانی نزدیک شده است.

انرژی هسته ای اکسیژن مصرف نمی کند و انتشار گازهای گلخانه ای ناچیز در طول عملیات عادی دارد. اگر انرژی هسته ای جایگزین انرژی متعارف شود، در این صورت امکان «گلخانه» با پیامدهای زیست محیطی شدید گرمایش زمین از بین خواهد رفت.

یک شرایط بسیار مهم این واقعیت است که انرژی هسته ای کارایی اقتصادی خود را تقریباً در تمام مناطق جهان ثابت کرده است. علاوه بر این، حتی با تولید انرژی در مقیاس بزرگ در نیروگاه های هسته ای، انرژی هسته ای هیچ مشکل حمل و نقل خاصی ایجاد نخواهد کرد، زیرا مستلزم هزینه های ناچیز حمل و نقل است که جوامع را از بار حمل مداوم مقادیر عظیم سوخت های فسیلی رها می کند.

راکتورهای هسته ای به چند گروه تقسیم می شوند:

بسته به میانگین انرژی طیف نوترون - به سریع، متوسط ​​و حرارتی.

با توجه به ویژگی های طراحی هسته - به بدنه و کانال؛

بر اساس نوع خنک کننده - آب، آب سنگین، سدیم؛

بر اساس نوع تعدیل کننده - به آب، گرافیت، آب سنگین و غیره.

برای مقاصد انرژی، برای تولید برق از موارد زیر استفاده می شود:

راکتورهای آب تحت فشار با آب غیرجوش یا آب جوش تحت فشار،

راکتورهای اورانیوم-گرافیت با آب جوش یا سرد شده با دی اکسید کربن،

راکتورهای کانال آب سنگین و غیره

در آینده، راکتورهای سریع نوترونی که توسط فلزات مایع (سدیم و غیره) خنک می شوند، به طور گسترده استفاده خواهند شد. که در آن ما اساساً شیوه تولید مثل سوخت را اجرا می کنیم، یعنی. ایجاد مقداری از ایزوتوپ های شکافت پذیر Pu-239 پلوتونیوم بیش از مقدار ایزوتوپ های قابل مصرف اورانیوم U-235. پارامتری که تولید مثل سوخت را مشخص می کند ضریب پلوتونیوم نامیده می شود. این نشان می‌دهد که در واکنش‌های جذب نوترون در U-238 به ازای هر اتم U-235 که یک نوترون را جذب می‌کند و تحت شکافت یا تبدیل تابشی به U-235 قرار می‌گیرد، چند عمل اتم Pu-239 ایجاد می‌شود.

راکتورهای آب تحت فشار در ناوگان رآکتورهای قدرت در جهان به طور برجسته ای نقش دارند. علاوه بر این، آنها به طور گسترده در نیروی دریایی به عنوان منابع انرژی برای کشتی های سطحی و زیردریایی ها استفاده می شوند. چنین راکتورهایی نسبتا فشرده، ساده و قابل اعتماد در کار هستند. آبی که به عنوان خنک کننده و تعدیل کننده نوترون در چنین راکتورهایی عمل می کند، نسبتاً ارزان، غیر تهاجمی و دارای خواص نوترونی خوبی است.

راکتورهای آب تحت فشار به راکتورهای آب تحت فشار یا سبک نیز معروف هستند. آنها به شکل یک مخزن تحت فشار استوانه ای با درب قابل جابجایی ساخته می شوند. این مخزن (رگ راکتور) هسته ای را در خود جای می دهد که از مجموعه های سوخت (کارتریج های سوخت) و عناصر متحرک سیستم کنترل و حفاظت تشکیل شده است. آب از طریق نازل ها وارد بدن می شود، به فضای زیر هسته تغذیه می شود، به صورت عمودی به سمت بالا در امتداد عناصر سوخت حرکت می کند و از طریق نازل های خروجی به داخل حلقه گردش تخلیه می شود. گرمای واکنش های هسته ای در مولدهای بخار به آب ثانویه با فشار کمتر منتقل می شود. حرکت آب در امتداد مدار با عملکرد پمپ های گردش خون یا مانند راکتورهای ایستگاه های تامین گرما به دلیل فشار حرکتی گردش طبیعی تضمین می شود.

همجوشی هسته ای فردا

"فردا" اول از همه، برای ایجاد نسل بعدی توکامک ها برنامه ریزی شده است که در آن می توان به سنتز خودپایدار دست یافت. برای این منظور، یک راکتور حرارتی آزمایشی (OTR) در IAE به نام I.V. Kurchatov و موسسه تحقیقاتی تجهیزات الکتروفیزیکی به نام D.V. Efremov در حال توسعه است.

در OTR، هدف حفظ خود واکنش در سطحی است که نسبت خروجی مفید انرژی به انرژی مصرف شده (که با Q نشان داده می شود) بزرگتر یا حداقل برابر با یک باشد: Q=1. این شرایط یک مرحله جدی در توسعه همه عناصر سیستم در مسیر ایجاد یک راکتور تجاری با Q=5 است. بر اساس برآوردهای موجود، تنها در این مقدار Q به خودکفایی یک منبع انرژی حرارتی هسته‌ای دست می‌یابد، زمانی که هزینه‌های تمام فرآیندهای خدماتی، از جمله هزینه‌های اجتماعی و خانگی، پرداخت شود. در این میان، مقدار Q=0.2-0.4 در TFTR آمریکا به دست آمده است.

مشکلات دیگری نیز وجود دارد. به عنوان مثال، دیوار اول - یعنی پوسته یک محفظه خلاء حلقوی - پر استرس ترین و به معنای واقعی کلمه دردناک ترین بخش کل ساختار است. در OTR حجم آن حدود 300 متر مکعب و مساحت سطح آن حدود 400 متر مربع است. دیوار باید به اندازه کافی قوی باشد که بتواند فشار اتمسفر و نیروهای مکانیکی ناشی از میدان مغناطیسی را تحمل کند و به اندازه کافی نازک باشد که جریان گرما را از پلاسما به آب در حال گردش در سمت بیرونی توروئید بدون تفاوت دما قابل توجهی حذف کند. ضخامت مطلوب آن 2 میلی متر است. فولادهای آستنیتی یا آلیاژهای نیکل و تیتانیوم به عنوان مواد انتخاب شدند.

برنامه ریزی شده است که NET (Next Europeus Tor) توسط Euratom نصب شود، از بسیاری جهات مشابه OTP، این نسل بعدی توکامک ها پس از JET و T-15 است.

NET قرار بود طی سال های 1994-1999 ساخته شود. مرحله اول تحقیقات قرار است در 3-4 سال انجام شود.

آنها همچنین در مورد نسل بعدی پس از NET صحبت می کنند - این قبلاً یک راکتور گرما هسته ای "واقعی" است که به طور مشروط DEMO نامیده می شود. با این حال، حتی با NET همه چیز روشن نیست، زیرا برنامه هایی برای ساخت چندین تاسیسات بین المللی وجود دارد.