ЕГЭ
КАРТОЧКИ
ТЕСТЫ
ОБРАЧАТ
Устройство и принцип работы ядерного реактора
Ядерный реактор. Преобразование внутренней энергии атомных ядер в электрическую энергию
Нам уже известны два основных типа ядерных реакций (рисунок 1):
- реакции деления тяжелых ядер,
- термоядерные реакции, связанные со слиянием легких ядер.
В обоих случаях происходит выделение огромного количества энергии, так как изменяется внутренняя энергия атомных ядер. По своей величине эта энергия значительно превосходит энергию, выделяющуюся при механических, тепловых и химических процессах. Поэтому ядерные реакции рассматриваются как один из наиболее мощных источников энергии.
Термоядерные реакции являются энергетически более выгодными, чем реакции деления. При слиянии легких ядер выделяется больше энергии в расчете на один нуклон. Именно такие реакции происходят в недрах звезд и являются источником их излучения. Но термоядерный синтез в настоящее время не используется в промышленной энергетике. Дело в том, что эти ядерные реакции требуют чрезвычайно высоких температур (рисунок 2). Поддержание таких условий в устойчивом и управляемом режиме представляет собой сложную техническую задачу.
В отличие от термоядерных процессов, деление ядер урана может протекать при сравнительно обычных температурах. При делении ядер урана образуются нейтроны, которые способны вызывать деление других ядер. В результате возникает цепная реакция (рисунок 3).
Для практического использования такая реакция должна быть строго управляемой. Число нейтронов, вызывающих новые акты деления, не должно ни увеличиваться, ни уменьшаться со временем. Так реакция деления ядер урана стала основой современной атомной энергетики. Она используется для получения тепла и производства электрической энергии в промышленных масштабах.
На данном уроке мы познакомимся с устройством, в котором осуществляется управляемая цепная реакция деления ядер, — ядерным реактором. Мы разберем принцип его работы и узнаем, как внутренняя энергия атомных ядер преобразуется сначала в тепловую, а затем в электрическую энергию.
Управляемая ядерная реакция и ядерный реактор
Итак, для использования в энергетике необходима управляемая цепная реакция деления ядер. Именно такая реакция происходит в ядерном реакторе.
Ядерный реактор — это устройство, предназначенное для осуществления управляемой ядерной реакции.
В ядерном реакторе необходимо обеспечить такие условия, при которых число нейтронов, вызывающих новые акты деления, остается постоянным с течением времени (рисунок 4). Тогда реакция может продолжаться длительное время, не прекращаясь и не приобретая взрывного характера.
Мы уже знаем ряд факторов, от которых зависит возможность протекания и характер цепной реакции деления ядер.
- Масса делящегося вещества (урана).
При массе меньше критической часть нейтронов теряется и реакция прекращается. - Наличие отражающей оболочки.
Такая оболочка позволяет уменьшить потери нейтронов, возвращая их обратно в уран. - Наличие примесей в уране.
Ядра некоторых химических элементов поглощают нейтроны без деления. Так происходит уменьшение числа нейтронов. - Наличие замедлителя нейтронов.
Замедлитель снижает скорость нейтронов. Нейтроны становятся медленными — они чаще захватываются ядрами урана и вызывают новые акты деления.
Все эти факторы учитываются и используются в ядерном реакторе.
Ядерное топливо
Ранее мы рассматривали реакцию деления ядер изотопа урана $^{235}_{92}\text{U}$ (урана-235), потому что при захвате медленного нейтрона его ядро легко делится (рисунок 5). При этом выделяется энергия и новые нейтроны, которые могут вызывать дальнейшие акты деления.
Именно поэтому в большинстве ядерных реакторов в качестве делящегося вещества используется уран-235. Далее работу ядерного реактора мы будем рассматривать на примере уранового реактора как наиболее распространенного в атомной энергетике.
Делящееся вещество часто называют ядерным топливом или горючим.
Ядерное топливо — это материалы, содержащие в себе делящиеся ядра, которые используются в ядерных реакторах для осуществления управляемой ядерной реакции деления.
Природный уран в основном представляет собой смесь двух изотопов. В нем содержится около $99.3 \%$ ядер урана-238 ($^{238}_{92}\text{U}$). Остальные $0.7 \%$ составляют ядра урана-235 ($^{235}_{92}\text{U}$). А этого недостаточно для протекания реакции. Поэтому природный уран обогащают. То есть искусственно увеличивают процентное содержание в нем урана-235 примерно до $5 \%$. Такой уран уже будет являться ядерным топливом (рисунок 6).
Обогащение урана
Изотопы урана химически одинаковы. Они отличаются только массой: уран-235 немного легче, чем уран-238 (рисунок 7).
Сначала уран химически обрабатывают. Затем создается специальное газообразное соединение — гексафторид урана $UF_6$ (рисунок 8).
Этот газ пропускают через специальные установки — центрифуги. В них вещество быстро вращается. При этом более тяжелые молекулы газа с атомами урана-238 смещаются к стенкам. А более легкие молекулы с атомами урана-235 остаются ближе к центру. Эти газы из разных областей установки отводят отдельно (рисунок 9). Далее газ с повышенным содержанием урана-235 направляют в следующую центрифугу. Такую процедуру повторяют много раз.
С каждым этапом доля урана-235 в газе увеличивается. После обогащения газ переводят обратно в твердое состояние. Для этого его охлаждают и подвергают химической обработке.
В результате получается твердое ядерное топливо с нужным содержанием урана-235 — около $5 \%$.
Реактор на медленных нейтронах
Реакторы, в которых используется уран-235, относятся к реакторам на медленных нейтронах. Это название напрямую связано с использованием замедлителя нейтронов.
Мы уже говорили, что ядра урана-235 наиболее эффективно делятся под действием именно медленных нейтронов. Но при делении его ядер образуются в основном быстрые нейтроны. Они обладают большой кинетической энергией и, соответственно, большой скоростью. Чтобы они могли вызвать новые акты деления, их необходимо замедлить. Для этого в реакторе используется специальное вещество — замедлитель нейтронов.
Замедление нейтронов происходит за счет их многократных столкновений с ядрами атомов замедлителя (рисунок 10). В их качестве часто используются такие вещества, как графит, обычная вода и тяжелая вода.
Основные части ядерного реактора на медленных нейтронах
Ядерный реактор на медленных нейтронах состоит из нескольких основных частей (рисунок 11). Каждая из них выполняет свою функцию и необходима для безопасного протекания управляемой цепной реакции деления ядер.
Основные части реактора:
- активная зона,
- отражатель нейтронов,
- теплоноситель и теплообменник,
- корпус,
- защитная оболочка.
Активная зона реактора
Центральной частью ядерного реактора является активная зона (рисунок 12). Именно в ней происходит управляемая цепная реакция деления ядер. Обычно эта зона имеет форму цилиндра высотой около $3–4$ метров и диаметром несколько метров.
В активной зоне реактора размещаются:
- ядерное топливо (топливные стержни);
- замедлитель нейтронов;
- управляющие стержни.
Топливные стержни
Ядерное топливо в активной зоне представляет собой урановые стержни. Их часто называют тепловыделяющими элементами.
Что представляют собой эти урановые стержни? Это металлические трубки длиной около $3–4 \space м$ и диаметром около $1 \space см$ (рисунок 13). Внутри находятся маленькие таблетки из обогащенного урана. Эти таблетки имеют форму цилиндров и плотно уложены друг за другом. Именно в них происходит деление ядер урана-235.
Металлическую оболочку топливных стержней изготавливают из специального циркониевого сплава. Он почти не поглощает нейтроны. Такая оболочка не дает радиоактивным веществам выходить наружу и хорошо проводит тепло. При делении ядер выделяется энергия, и топливные стержни нагреваются. Так, несколько десятков тысяч таких стержней собирают вместе и размещают в активной зоне реактора.
Масса каждого уранового стержня специально выбирается значительно меньшей критической массы. Это означает, что в одном отдельном стержне цепная реакция происходить не может. Цепная реакция начинается только тогда, когда все стержни собраны в активной зоне. Тогда суммарная масса делящегося вещества достигает критического значения. Такое устройство повышает безопасность работы реактора.
Замедлитель нейтронов
Между урановыми стержнями в активной зоне находится замедлитель нейтронов. В данном случае — вода. Она находится между топливными стержнями и окружает их со всех сторон. Поэтому нейтроны, возникающие при делении, обязательно проходят через нее (рисунок 14).
При делении урана-235 образуются быстрые нейтроны с очень большой скоростью — около $20 \space 000 \frac{км}{с}$. Сталкиваясь с молекулами воды, нейтроны передают им часть своей энергии. В результате скорость нейтронов уменьшается до $2–3 \frac{км}{с}$. Такие нейтроны значительно чаще вызывают деление ядер урана-235.
Управляющие стержни
Для управления цепной реакцией в активную зону вводят управляющие стержни.
По форме они схожи с топливными урановыми стержнями. Но они изготавливаются из веществ, которые хорошо поглощают нейтроны. Обычно для этого используют бор или кадмий (рисунок 15).
Когда управляющие стержни полностью погружены в активную зону, цепная реакция идти не может.
Поэтому для запуска реактора их постепенно выводят.
- Если управляющие стержни опускают глубже в активную зону, то они поглощают больше нейтронов. В этом случае цепная реакция замедляется.
- Если стержни поднимают, то поглощение нейтронов уменьшается. Тогда реакция деления усиливается.
Таким образом, с помощью управляющих стержней можно регулировать мощность реактора и при необходимости полностью остановить реакцию (рисунок 16).
Управляемая реакция в активной зоне
Топливные стержни с обогащенным ураном постоянно находятся в активной зоне реактора. Для начала работы реактора управляющие стержни начинают частично выводить из активной зоны. Начинается цепная реакция деления ядер урана.
При каждом акте деления образуются нейтроны и осколки ядер. Они обладают большой кинетической энергией. Двигаясь с большой скоростью, они попадают в воду. Там они сталкиваются с молекулами воды, находящейся между топливными стержнями. При этих столкновениях частицы передают воде часть своей энергии. В результате вода нагревается, а нейтроны замедляются.
Замедленные нейтроны через какое-то время снова попадают в урановые стержни. Там они вызывают новые акты деления ядер урана-235. Часть нейтронов при этом поглощается управляющими стержнями. Изменяя глубину их погружения в активную зону, можно регулировать количество нейтронов, участвующих в реакции, не допуская опасного увеличения их количества.
Так в активной зоне поддерживается непрерывная управляемая цепная реакция, при которой энергия ядерного деления передается воде (рисунок 17).
Отражающая оболочка
Вокруг активной зоны ядерного реактора располагается отражающая оболочка (отражатель). Она изготовлена из специального вещества, которое отражает нейтроны (рисунок 18). Чаще всего это вода или графит.
В процессе работы реактора часть нейтронов вылетает за пределы активной зоны. Отражающая оболочка задерживает эти нейтроны и возвращает их обратно в активную зону.
Корпус реактора
Отражающая оболочка, активная зона и все ее элементы размещены внутри прочного корпуса, изготовленного из прочной стали (рисунок 19). Он представляет собой герметичную металлическую емкость, способную выдерживать высокое давление и температуру. Он предотвращает утечку воды и обеспечивает сохранение целостности активной зоны при нормальной работе реактора.
Кроме того, корпус выполняет функцию механической защиты реактора. Он защищает активную зону и оборудование от внешних воздействий и служит важным элементом безопасности атомной электростанции.
Теплоноситель и теплообменник
При делении ядер урана в активной зоне выделяется большое количество энергии. Эта энергия переходит во внутреннюю энергию веществ активной зоны, прежде всего — воды. Та же самая вода, которая служит замедлителем нейтронов, одновременно является и теплоносителем.
Теплоноситель в ядерном реакторе — это циркулирующая вода, предназначенная для отвода энергии, выделяющейся в активной зоне при делении ядер, и для ее передачи в теплообменник.
Активная зона реактора с помощью труб соединена с теплообменником. Они образуют первый замкнутый контур. По этому контуру с помощью насосов движется вода-замедлитель, нагретая за счет энергии ядерных реакций (рисунок 20).
Теплообменник — это устройство, в котором тепло передается от одного вещества к другому без их смешивания.
В теплообменнике горячая вода первого контура проходит по трубкам (змеевику). Снаружи этих трубок находится вода второго контура. Через стенки трубок тепло передается воде второго контура, и она превращается в пар. Так, в данном случае теплообменник представляет собой парогенератор.
Итак, вода в активной зоне реактора выполняет двойную функцию — и замедлителя нейтронов, и теплоносителя.
Защитная оболочка
Снаружи корпус реактора вместе с трубами первого контура и теплообменником окружен защитной оболочкой. Она представляет собой толстый слой бетона (рисунок 21).
Защитная оболочка задерживает нейтроны, $\gamma$-излучение и другие виды ионизирующего излучения. Благодаря этому она предотвращает выход радиации за пределы реактора. Это обеспечивает радиационную безопасность персонала и окружающей среды.
Работа ядерного реактора в составе электростанции
В ядерном реакторе внутренняя энергия атомных ядер преобразуется в тепловую энергию. Эту энергию уносит теплоноситель первого контура. Далее тепло передается воде второго контура, где образуется водяной пар. На рисунке 22 показаны устройства, в которых энергия этого пара преобразуется в электрическую энергию, а затем отработанный пар охлаждается.
Полученный во втором контуре пар передается на турбину. Под действием струи пара турбина начинает вращаться. При этом турбина механически связана с ротором электрического генератора.
В генераторе механическая энергия вращения преобразуется в электрическую энергию. Турбина начинает вращать ротор — в обмотках генератора возникает электрический ток. Так ядерная энергия используется для производства электроэнергии.
После прохождения через турбину пар поступает в конденсатор. Там он охлаждается и снова превращается в воду. После этого вода вновь поступает в парогенератор (теплообменник первого контура), и цикл повторяется.
Конденсатор на электростанции — это теплообменник, в котором отработанный пар охлаждается и снова превращается в воду (конденсируется). Это не электрический конденсатор, который накапливает заряд.
Для охлаждения конденсатора используется градирня. В ней охлаждается нагретая вода, отводящая тепло от конденсатора. После охлаждения вода снова возвращается в систему. Из градирни выходит водяной пар, а не дым.
Все перечисленные устройства работают совместно и образуют атомную электростанцию. В ней энергия, выделяющаяся при делении ядер в реакторе, в итоге превращается в электрическую энергию.
Атомная электростанция (АЭС) — это промышленное предприятие, производящее электроэнергию за счет управляемой цепной реакции деления ядер урана-235 в ядерном реакторе.
Преобразования энергии
При работе атомной электростанции происходит последовательное преобразование энергии (рисунок 23). Внутренняя энергия ядер урана сначала превращается в кинетическую энергию нейтронов и осколков деления. Затем эта энергия переходит во внутреннюю энергию воды, потом во внутреннюю энергию пара. Далее энергия пара превращается в механическую энергию вращения турбины и ротора генератора. В результате вращения последнего энергия превращается в электрическую.
Получаемая электроэнергия
Атомная электростанция обладает очень большой мощностью. Один реактор АЭС имеет электрическую мощность около $1000 \space МВт$. То есть он вырабатывает примерно $1000 \space МДж$ энергии каждую секунду во время работы. Такая мощность позволяет постоянно обеспечивать электроэнергией крупный город с населением около одного миллиона человек.
При этом для работы реактора требуется очень небольшое количество ядерного топлива. Так, за сутки расходуется всего несколько сотен граммов урана-235, а за год — десятки килограммов.
Ядерное топливо при этом не подается в реактор непрерывно. Топливные стержни загружаются в активную зону заранее и могут работать несколько лет. По мере выгорания топлива часть стержней периодически заменяют на новые во время остановки реактора.
Для сравнения: электростанции такой же мощности потребовалось бы несколько тысяч тонн угля или около двух миллионов кубических метров природного газа в сутки.
Упражнение
Электрическая мощность ядерного реактора АЭС равна $1000 \space МВт$. Сколько энергии он выработает за сутки?
Дано:
$P = 1000 \space МВт$
$t = 24 \space ч$
СИ:
$P = 10^9 \space Вт$
$t = 86400 \space с$
$E — ?$
Посмотреть решение и ответ
Скрыть
Решение:
Мощность — это работа, совершаемая за единицу времени. Так как работа равна переданной энергии, мы можем записать:
$P = \frac{A}{t} = \frac{E}{t}$.
Выразим отсюда энергию и рассчитаем ее:
$E = Pt$,
$E = 10^9 \space Вт \cdot 86400 \space с = 864 \cdot 10^{11} \space \frac{Дж}{с} \cdot с = 864 \cdot 10^{11} \space Дж$.
Ответ: $E = 864 \cdot 10^{11} \space Дж$.
Часто задаваемые вопросы
Ядерный реактор — это устройство, предназначенное для осуществления управляемой ядерной реакции.
В активной зоне ядерного реакторы находятся ядерное топливо в виде урановых стержней, замедлитель нейтронов и управляющие стержни.
Управление ядерной реакцией заключается в регулировании скорости образования свободных нейтронов в уране, чтобы их число оставалось постоянным.
Регулирующие стержни, которые эффективно поглощают нейтроны, нужны для управления цепной реакцией.
Если управляющие стержни опускают глубже в активную зону, то цепная реакция замедляется. Если их поднимают, то реакция деления ускоряется. Так, при полном погружении регулирующих стержней в активную зону цепная реакция полностью останавливается.
Вода в первом контуре реактора дополнительно выполняет функцию теплоносителя, отводящего тепло.
Во втором контуре реактора в теплообменнике образуется пар, посредством которого вращается турбина. Турбина приводит во вращение ротор генератора электрического тока. Отработанный пар поступает в конденсатор и превращается в воду. Затем весь цикл повторяется.
Часть внутренней энергии ядер урана $\to$ кинетическая энергия нейтронов и осколков деления $\to$ внутренняя энергия воды $\to$ внутренняя энергия пара $\to$ кинетическая энергия ротора турбины $\to$ кинетическая энергия ротора генератора $\to$ электрическая энергия.
5
5
1
5
Получите полный доступ ко всем материалам и занимайтесь в удобном темпе — без ограничений.
- Более 700 000 учеников и 50 000 учителей по всей России.
- Повышение среднего балла по предмету до 20 % после месяца занятий.
- Всплеск интереса к учебе и более глубокое понимание предметов.
Создайте бесплатный аккаунт — и откройте больше возможностей:
- Отслеживайте прогресс освоения тем
- Получайте персональные подборки полезных уроков и заданий
- Проводите работу над ошибками после занятий
Хотите оставить комментарий?
Войти