Страница 215 - гдз по физике 11 класс учебник Касьянов

В О П Р О С Ы

1. Какое устройство называют ядерным реактором? Когда впервые была осуществлена управляемая цепная реакция деления ядер урана $ _{92}^{235}U $?

Ядерный реактор — это устройство, в котором осуществляется управляемая самоподдерживающаяся цепная реакция деления тяжёлых атомных ядер с выделением энергии. Эта энергия, как правило в виде тепла, затем используется для различных целей, в первую очередь для производства электроэнергии на атомных электростанциях (АЭС). Также ядерные реакторы применяются на атомных подводных лодках и ледоколах в качестве силовой установки, в исследовательских целях для получения мощных потоков нейтронов и для производства радиоактивных изотопов.

Основные компоненты типичного ядерного реактора включают:

• Активную зону с ядерным топливом (например, ураном-235 или плутонием-239) и замедлителем.
• Замедлитель нейтронов (например, обычная вода, тяжёлая вода, графит), который снижает скорость нейтронов, делая их более эффективными для вызывания последующих делений.
• Теплоноситель (вода, газ, жидкий металл), который отводит тепло от активной зоны.
• Систему управления и защиты, состоящую из стержней, поглощающих нейтроны (управляющие и аварийные стержни), которая позволяет контролировать мощность реактора и при необходимости быстро его останавливать.
• Корпус реактора и биологическую защиту (бетон, сталь), которая предотвращает выход ионизирующего излучения за пределы установки.

Впервые в истории управляемая цепная реакция деления ядер урана $_{92}^{235}\text{U}$ была осуществлена 2 декабря 1942 года в США. Это произошло в Чикагском университете на первом в мире искусственном ядерном реакторе, который назывался "Чикагская поленница-1" (Chicago Pile-1, CP-1). Руководителем этого проекта был выдающийся итальянский и американский физик Энрико Ферми.

Ответ: Ядерный реактор — это устройство для осуществления управляемой цепной ядерной реакции деления с целью получения энергии. Первая такая реакция была успешно проведена 2 декабря 1942 года в США группой учёных под руководством Энрико Ферми.

2. Перечислите и объясните назначение основных элементов ядерного реактора на схеме (см. рис. 154).

Ядерный реактор — это устройство, в котором осуществляется управляемая цепная ядерная реакция. Несмотря на разнообразие конструкций, можно выделить следующие основные элементы, общие для большинства реакторов:

1. Активная зона

   Это центральная часть реактора, в которой непосредственно протекает цепная реакция деления тяжелых ядер. В ней компактно размещаются ядерное топливо и замедлитель. Активная зона является основным источником тепловой энергии в реакторе.

   Ответ: Активная зона — это область, где находится ядерное топливо и происходит управляемая цепная реакция деления с выделением энергии.

2. Ядерное топливо

   Вещество, содержащее делящиеся изотопы, ядра которых способны к цепной реакции деления под действием нейтронов. Наиболее распространенным топливом является обогащенный уран, содержащий повышенную долю изотопа $_{92}^{235}U$, или плутоний $_{94}^{239}Pu$. Топливо размещается в активной зоне в виде специальных сборок — тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ).

   Ответ: Ядерное топливо (например, уран-235) является источником энергии в реакторе, которая выделяется в процессе деления его атомных ядер.

3. Замедлитель нейтронов

   Вещество, предназначенное для снижения энергии быстрых нейтронов, рождающихся в реакции деления, до тепловых скоростей. Это необходимо, так как медленные (тепловые) нейтроны гораздо эффективнее вызывают деление ядер $_{92}^{235}U$, что позволяет поддерживать стабильную цепную реакцию. В качестве замедлителей применяют обычную воду ($H_2O$), тяжелую воду ($D_2O$), графит.

   Ответ: Замедлитель (например, вода или графит) уменьшает скорость нейтронов, делая их более эффективными для поддержания цепной реакции.

4. Теплоноситель

   Жидкое или газообразное вещество, которое непрерывно прокачивается через активную зону для отвода тепла, выделяющегося в результате ядерной реакции. Полученное тепло затем передается в парогенератор для производства пара, вращающего турбину электрогенератора. В качестве теплоносителя чаще всего используется вода, но могут применяться и жидкие металлы (натрий) или газы (гелий).

   Ответ: Теплоноситель (например, вода) отводит тепловую энергию от активной зоны для ее преобразования в электрическую.

5. Регулирующие стержни

   Элементы системы управления и защиты, выполненные из материалов, которые интенсивно поглощают нейтроны (например, бор, кадмий). Путем введения стержней в активную зону или их извлечения можно изменять количество нейтронов, участвующих в реакции, и тем самым управлять мощностью реактора. В случае нештатной ситуации стержни аварийной защиты быстро вводятся в активную зону, полностью прекращая цепную реакцию.

   Ответ: Регулирующие стержни служат для управления скоростью цепной реакции (мощностью реактора) и для его экстренной остановки путем поглощения нейтронов.

6. Отражатель нейтронов

   Слой материала, который окружает активную зону и отражает вылетающие из нее нейтроны обратно. Это позволяет уменьшить утечку нейтронов и, как следствие, сократить необходимое для работы реактора количество ядерного топлива, повышая его нейтронно-физическую эффективность. Часто в качестве отражателя используют тот же материал, что и в качестве замедлителя.

   Ответ: Отражатель возвращает нейтроны в активную зону, что повышает эффективность использования ядерного топлива.

7. Защитная оболочка (биологическая защита)

   Многослойная защитная структура, окружающая реактор. Она состоит из материалов, ослабляющих и поглощающих ионизирующее излучение (нейтроны и гамма-кванты). Как правило, это толстый слой бетона со специальными добавками и стальная герметичная оболочка (контейнмент). Ее главная функция — обеспечение радиационной безопасности персонала и окружающей среды как при нормальной работе, так и в случае аварийных ситуаций.

   Ответ: Защитная оболочка из бетона и стали обеспечивает защиту от радиации и предотвращает выброс радиоактивных веществ в окружающую среду.

3. В результате каких процессов в ядерном реакторе производится плутоний ${}_{94}^{239}\text{Pu}$? Для каких целей он может быть использован?

В результате каких процессов в ядерном реакторе производится плутоний ${}^{239}_{94}\text{Pu}$?

Плутоний-239 (${}^{239}_{94}\text{Pu}$) образуется в ядерных реакторах, работающих на урановом топливе, в результате цепочки ядерных превращений, начинающейся с изотопа урана-238 (${}^{238}_{92}\text{U}$). Природный уран состоит в основном из неделящегося под действием тепловых нейтронов урана-238 (около 99,3%) и делящегося урана-235 (около 0,7%).

Процесс производства плутония-239 включает следующие этапы:

1. Захват нейтрона: Ядро урана-238 поглощает один из нейтронов, которые в большом количестве присутствуют в активной зоне работающего реактора (они образуются при делении ядер урана-235). В результате этого образуется нестабильный изотоп уран-239.

   Уравнение реакции: $${}^{238}_{92}\text{U} + {}^{1}_{0}\text{n} \rightarrow {}^{239}_{92}\text{U}$$

2. Первый бета-распад: Изотоп уран-239 является радиоактивным и быстро (период полураспада около 23,5 минут) претерпевает бета-распад. Один из нейтронов в ядре превращается в протон, испуская электрон (${}^{0}_{-1}\text{e}$) и антинейтрино. В результате атомный номер увеличивается на единицу, и образуется ядро нептуния-239.

   Уравнение реакции: $${}^{239}_{92}\text{U} \rightarrow {}^{239}_{93}\text{Np} + {}^{0}_{-1}\text{e}$$

3. Второй бета-распад: Образовавшийся нептуний-239 также нестабилен (период полураспада около 2,36 суток) и претерпевает второй бета-распад. Еще один нейтрон превращается в протон, и ядро нептуния превращается в ядро плутония-239.

   Уравнение реакции: $${}^{239}_{93}\text{Np} \rightarrow {}^{239}_{94}\text{Pu} + {}^{0}_{-1}\text{e}$$

Таким образом, плутоний-239 является побочным продуктом работы большинства ядерных реакторов, но его также можно целенаправленно нарабатывать в реакторах-размножителях (бридерах), которые специально создаются для производства большего количества делящегося материала, чем потребляется.

Ответ: Плутоний-239 производится в ядерном реакторе в результате захвата нейтрона ядром урана-238 с последующими двумя последовательными бета-распадами.

Для каких целей он может быть использован?

Плутоний-239 является делящимся материалом, то есть его ядра способны к цепной реакции деления под действием нейтронов, подобно урану-235. Это свойство определяет его основные области применения:

• Ядерное топливо: Плутоний-239 может использоваться в качестве топлива для атомных электростанций. Его можно смешивать с оксидом обедненного урана для создания так называемого МОКС-топлива (смешанное оксидное топливо), которое используется в обычных тепловых реакторах. Также плутоний является основным топливом для реакторов на быстрых нейтронах. Использование плутония в качестве топлива позволяет значительно расширить топливную базу ядерной энергетики, вовлекая в топливный цикл неделящийся уран-238.
• Ядерное оружие: Благодаря способности к делению и относительно малой критической массе, плутоний-239 является одним из основных материалов, используемых для создания ядерного оружия.

Стоит отметить, что другой изотоп, плутоний-238, используется в радиоизотопных термоэлектрических генераторах (РИТЭГ) для энергоснабжения космических аппаратов (например, "Вояджер", "Кьюриосити") и удаленных объектов, но плутоний-239 для этих целей, как правило, не подходит из-за иного характера излучения и более короткого периода полураспада.

Ответ: Плутоний-239 может быть использован в качестве топлива для атомных электростанций (в том числе в виде МОКС-топлива) и как основной компонент для создания ядерного оружия.

4. Как происходит преобразование ядерной энергии в электрическую на АЭС? Перечислите и объясните назначение основных элементов принципиальной схемы АЭС (см. рис. 156).

Решение

Преобразование ядерной энергии в электрическую на атомной электростанции (АЭС) представляет собой последовательную цепь превращений различных видов энергии. Процесс начинается с управляемой цепной ядерной реакции и заканчивается генерацией электрического тока.

Ниже перечислены основные элементы принципиальной схемы АЭС и объяснено их назначение (на примере наиболее распространенного типа реактора — водо-водяного энергетического реактора, ВВЭР).

Ядерный реактор

Это центральная часть АЭС, где происходит контролируемая цепная реакция деления тяжелых ядер (например, урана-235). В ходе этой реакции выделяется огромное количество энергии в виде тепла. Активная зона реактора содержит ядерное топливо (ТВЭЛы — тепловыделяющие элементы) и систему управления (регулирующие и аварийные стержни, поглощающие нейтроны), которая позволяет поддерживать реакцию на заданном уровне мощности и безопасно останавливать ее.

Назначение: преобразование внутренней энергии атомных ядер в тепловую энергию.

Первый контур (радиоактивный)

Представляет собой замкнутую систему трубопроводов, по которой циркулирует теплоноситель (в реакторах ВВЭР — вода под очень высоким давлением, чтобы избежать кипения). Теплоноситель, проходя через активную зону реактора, нагревается и затем поступает в парогенератор. Этот контур полностью изолирован от остальной части станции для обеспечения радиационной безопасности.

Назначение: отвод тепла от ядерного реактора и его передача воде второго контура.

Парогенератор

Это крупный теплообменник, разделяющий первый (радиоактивный) и второй (чистый) контуры. Горячий теплоноситель из первого контура проходит по множеству трубок внутри парогенератора, отдавая тепло воде второго контура. В результате вода второго контура закипает, превращаясь в пар высокого давления.

Назначение: производство водяного пара для турбины, используя тепло от первого контура.

Паровая турбина

Пар, произведенный в парогенераторе, под высоким давлением направляется на лопатки турбины. Расширяясь, пар заставляет ротор турбины вращаться с высокой скоростью. При этом внутренняя энергия пара преобразуется в механическую энергию вращения.

Назначение: преобразование тепловой энергии пара в механическую энергию вращения вала.

Электрогенератор

Вал турбины соединен с валом (ротором) электрогенератора. Вращение ротора генератора в магнитном поле его неподвижной части (статора) вызывает явление электромагнитной индукции, в результате чего в обмотках статора вырабатывается электрический ток.

Назначение: преобразование механической энергии вращения в электрическую энергию.

Конденсатор

После прохождения через турбину пар теряет свою энергию, его давление и температура снижаются. Он поступает в конденсатор, где охлаждается водой из третьего, оборотного контура (например, из градирни или водоема). При охлаждении пар конденсируется, то есть снова превращается в воду, которая затем насосом подается обратно в парогенератор для нового цикла.

Назначение: конденсация отработанного пара в воду и поддержание низкого давления на выходе турбины для повышения ее КПД.

Таким образом, общая цепь преобразования энергии на АЭС следующая:

Ядерная энергия $\rightarrow$ Тепловая энергия теплоносителя $\rightarrow$ Внутренняя энергия пара $\rightarrow$ Механическая энергия вращения турбины $\rightarrow$ Электрическая энергия.

Ответ:

Преобразование ядерной энергии в электрическую на АЭС происходит следующим образом: в ядерном реакторе в результате управляемой цепной реакции деления ядер выделяется тепловая энергия. Эта энергия передается теплоносителю первого контура, который в парогенераторе нагревает воду второго контура, превращая ее в пар. Пар под высоким давлением вращает паровую турбину, которая, в свою очередь, приводит в движение электрогенератор, вырабатывающий электрический ток. Основные элементы схемы: ядерный реактор (источник тепла), парогенератор (создает пар), паровая турбина (преобразует энергию пара в механическое вращение), электрогенератор (преобразует механическую энергию в электрическую) и конденсатор (возвращает отработанный пар в жидкое состояние).

5. Охарактеризуйте основные меры безопасности, необходимые при работе АЭС.

Безопасность атомных электростанций (АЭС) обеспечивается комплексной системой мер, основанной на принципе «глубокоэшелонированной защиты». Этот принцип предполагает создание нескольких уровней (барьеров) безопасности на пути возможного распространения ионизирующего излучения и радиоактивных веществ в окружающую среду. Рассмотрим основные меры.

1. Принцип глубокоэшелонированной защиты

Это фундаментальная концепция обеспечения ядерной безопасности. Она включает в себя последовательное применение нескольких уровней защиты, спроектированных таким образом, чтобы отказ одного уровня не приводил к отказу всей системы. Если один барьер или мера защиты не срабатывает, следующий уровень должен предотвратить или смягчить последствия. Эта система включает физические барьеры, автоматические системы безопасности, а также организационные меры.

Ответ: Основополагающим принципом безопасности АЭС является глубокоэшелонированная защита, представляющая собой многоуровневую систему независимых барьеров и мер для предотвращения аварий и ограничения их последствий.

2. Физические барьеры безопасности

Это система последовательных герметичных оболочек, препятствующих выходу радиоактивных продуктов во внешнюю среду. Основные барьеры:

- Топливная матрица: Спеченные таблетки из диоксида урана ($UO_2$) удерживают большинство газообразных и твердых продуктов деления в своей кристаллической решетке.

- Оболочка тепловыделяющего элемента (ТВЭЛ): Герметичная трубка из циркониевого сплава, в которую помещены топливные таблетки. Она предотвращает попадание продуктов деления в теплоноситель первого контура.

- Граница первого контура: Прочный стальной корпус реактора и герметичные трубопроводы, по которым циркулирует теплоноситель. Они удерживают теплоноситель под высоким давлением и предотвращают его утечку.

- Защитная герметичная оболочка (контейнмент): Массивное сооружение из предварительно напряженного железобетона, которое полностью окружает реакторное оборудование. Контейнмент способен выдержать экстремальные нагрузки (высокое давление, температуру, падение самолета), предотвращая выброс радиоактивности в атмосферу в случае тяжелой аварии.

Ответ: Для физической изоляции радиоактивных веществ используется система из четырех последовательных барьеров: топливная таблетка, оболочка ТВЭЛа, корпус реактора с первым контуром и защитная герметичная оболочка (контейнмент).

3. Системы управления и аварийной защиты

Для управления цепной ядерной реакцией и ее экстренного прекращения используются стержни управления и защиты (СУЗ), сделанные из материалов, хорошо поглощающих нейтроны (например, бор, кадмий). В штатном режиме они регулируют мощность реактора. В случае отклонения параметров от нормы срабатывает система аварийной защиты (АЗ), и поглощающие стержни под действием силы тяжести или специальных приводов быстро вводятся в активную зону, полностью прекращая цепную реакцию за несколько секунд. Существуют также дублирующие системы, например, система ввода в теплоноситель раствора борной кислоты, которая также эффективно поглощает нейтроны.

Ответ: Управление и экстренная остановка ядерной реакции обеспечиваются системами управляющих и поглощающих стержней (система АЗ), а также дублирующими химическими системами для гарантированного глушения реактора.

4. Системы безопасности (активные и пассивные)

Это инженерные системы, предназначенные для предотвращения аварий или ограничения их последствий, в первую очередь для обеспечения охлаждения активной зоны.

- Активные системы: Требуют для своей работы внешнего источника энергии и командных сигналов. К ним относятся насосы системы аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ), спринклерная система для снижения давления в контейнменте, аварийные дизель-генераторы для обеспечения электропитания при потере внешних сетей.

- Пассивные системы: Срабатывают без внешнего энергоснабжения и вмешательства персонала, используя естественные физические процессы (гравитацию, естественную циркуляцию, разность давлений). Примерами являются гидроемкости САОЗ (вода из них поступает в реактор самотеком при падении давления), системы пассивного отвода тепла. Современные проекты АЭС (например, ВВЭР-1200) имеют развитые пассивные системы безопасности, что значительно повышает их надежность.

Ответ: Безопасность АЭС поддерживается как активными системами, требующими энергии (насосы, генераторы), так и пассивными, работающими на основе естественных физических принципов, что обеспечивает надежное охлаждение и контроль даже при полном обесточивании станции.

5. Радиационная защита и мониторинг

Эта мера направлена на защиту персонала, населения и окружающей среды от радиационного воздействия. Она включает биологическую защиту (стены из бетона со специальными добавками, свинцовые и водяные экраны), строгий контроль доступа в различные зоны станции (зонирование), использование средств индивидуальной защиты и постоянный дозиметрический контроль персонала с помощью индивидуальных дозиметров. Также ведется непрерывный автоматизированный мониторинг радиационной обстановки на территории АЭС и в ее окрестностях (АСКРО), который отслеживает содержание радионуклидов в воздухе, воде, почве и сельхозпродукции.

Ответ: Радиационная защита обеспечивается физическими экранами, зонированием территории, индивидуальными средствами защиты и дозиметрами для персонала, а также непрерывной системой мониторинга радиационной обстановки на станции и вокруг нее.

6. Обращение с радиоактивными отходами (РАО) и отработавшим ядерным топливом (ОЯТ)

Безопасность АЭС неразрывно связана с безопасным обращением с отходами ее деятельности. Для этого существуют строгие процедуры сбора, сортировки, переработки и хранения РАО. Отработавшее топливо после выгрузки из реактора сначала выдерживается в бассейне выдержки при АЭС для снижения остаточного тепловыделения и радиоактивности, а затем отправляется в специальные хранилища или на переработку для извлечения ценных компонентов (урана, плутония) и последующей иммобилизации (остекловывания) высокоактивных отходов для их безопасного долговременного захоронения.

Ответ: Безопасность включает строгие регламенты и технологии для сбора, переработки, хранения и захоронения радиоактивных отходов и отработавшего ядерного топлива, исключающие их негативное влияние на окружающую среду.

7. Организационные меры и культура безопасности

Ключевую роль в обеспечении безопасности играет человеческий фактор. Поэтому на АЭС действуют строжайшие требования к квалификации, подготовке, аттестации и психофизиологическому состоянию персонала. Все операции строго регламентированы, а для подготовки операторов используются полномасштабные тренажеры. Важнейшим элементом является «культура безопасности» — система ценностей и правил, при которой приоритет вопросов безопасности является безусловным для всех сотрудников. Деятельность АЭС находится под строгим надзором государственных регулирующих органов (в России — Ростехнадзор) и международных организаций (МАГАТЭ).

Ответ: Организационные меры включают высокую квалификацию и дисциплину персонала, строгие регламенты, формирование культуры безопасности (приоритет безопасности над всем) и постоянный надзор со стороны регулирующих органов.