19.7: Атомная энергия
Контролируемые ядерные реакции деления используются для выработки электроэнергии. Любой ядерный реактор, который производит энергию путем деления урана или плутония путем бомбардировки нейтронами, состоит из шести компонентов: Ядерного топлива, состоящего из расщепляющегося материала, ядерного модератора, источника нейтронов, контрольных стержней, охлаждающей жидкости реактора, и систему защиты и сдерживания.
Использования ядерного топлива
Ядерное топливо состоит из расщепляющегося изотопа, такого как уран-235, который должен присутствовать в достаточном количестве для обеспечения самоподдерживающейся цепной реакции. В большинстве реакторов с водой под давлением каждая топливная сборка состоит из топливных стержней, которые содержат много топливных стержней, содержащих обогащенный уран (обычно UO2) большого размера с керамическим покрытием. Современные ядерные реакторы могут содержать до 10 миллионов топливных гранул.
Уран-235 является полезным топливом, так как он производит в среднем более одного нейтрона на деление, но его естественное изобилие составляет около 0.7 процентов по весу. Большинство энергетических реакторов требуют, чтобы их топливо было обогащено по крайней мере до 3-5% урана-235 по весу.
Ядерных модераторов
Нейтроны, образуемые в результате ядерных реакций, движутся слишком быстро, чтобы обеспечить надежное деление U-235. Сначала их необходимо замедлить, чтобы они поглощали топливо и производили дополнительные ядерные реакции. Модератор ядерного оружия – это вещество, которое замедляет нейтроны до скорости, достаточно низкой для того, чтобы вызвать деление. Ранние реакторы использовали графит высокой чистоты в качестве модератора. Современные реакторы обычно используют в качестве модераторов тяжелую воду или легкую воду.
Поскольку нейтроны имеют размер, аналогичный размеру ядер водорода, когда они ударяют по атомам водорода в молекулах воды, они теряют значительное количество кинетической энергии. Тяжелая вода является лучшим модератором, так как дейтерий уже имеет нейтрон и вряд ли поглотит еще один нейтрон так, как иногда будет водород-1. Такие модераторы, как вода и графит, также работают как нейтронный рефлектор, который сохраняет нейтроны в ядре в равномерном распределении.
Источник нейтронов
Несмотря на спонтанное деление урана-238 и урана-235, процесс непредсказуем, и эти внутренние источники генерируют очень мало нейтронов. Таким образом, реактор требует, чтобы излучатель нейтронов инициировали цепную реакцию деления. В 9 реакторе установлен источник нейтронов типа спаренный с альфа-излучателем типа AMIUM-249 или плутония-239 для производства нейтронов для начала цепной реакции.
Тяги управления
Уровень мощности реактора описывается коэффициентом умножения нейтронов, обозначаемым к. Это соотношение количества нейтронов, производимых делением в поколении, к количеству нейтронов, производимых делением в предыдущем поколении.
Когда k меньше 1, реактор является менее критическим, и выходная мощность энергии снижается; когда k равен 1, реактор имеет критическое значение, а выходная мощность энергии постоянна; а когда k больше 1, реактор является сверхкритическим и мощность энергии увеличивается.
Ядерные реакторы используют стержни управления для контроля скорости деления ядерного топлива путем регулировки количества медленных нейтронов, присутствующих для поддержания скорости цепной реакции на безопасном уровне. Стержни управления изготовлены из бора, кадмия, гафния или других элементов, способных поглощать нейтроны.
Когда узлы управляющих стержней вставляются в топливный элемент в сердечник реактора, они поглощают большую часть медленных нейтронов, тем самым замедляя реакцию деления и уменьшая производную мощность. И наоборот, при снятии стержней управления поглощается меньше нейтронов, а скорость деления и производство энергии увеличиваются. В аварийной ситуации цепную реакцию можно отключить, полностью вставив все управляющие стержни в ядерное ядро между топливными стержнями.
Охлаждающие жидкости реактора
В водном реакторе под давлением охлаждающая жидкость реактора используется для переноса тепла, производимого в результате реакции деления, на внешний бойлер и турбину, где она преобразуется в электричество. Для предотвращения передачи загрязненной охлаждающей жидкости в паровую турбину и башню охлаждения часто используются два теплообмена охлаждающей жидкости. Чаще всего в качестве охлаждающей жидкости используется вода. Другие охлаждающие жидкости в специализированных реакторах включают в себя расплавленный натрий, свинец, смесь с бисмутом или расплавленные соли. Большая гиперболоидная градирня конденсирует пар во вторичном контуре охлаждения и часто находится на некотором расстоянии от фактического реактора.
Система защиты и сдерживания
Водяные реакторы под давлением оснащены системой сдерживания (или щитом), которая обычно состоит из трех частей: I) стальной оболочки толщиной 3–20 сантиметров; Модератор в оболочке поглощает большую часть нейтронного излучения, производимого реактором; (ii) главный экран из бетона высокой плотности высотой 1–3 метров, поглощающего γ-лучи и рентгеновские лучи; (iii) дополнительное экранирование для поглощения падающего излучения в результате экранирующих процессов (i) и (II). Кроме того, реакторы с водой под давлением часто закрыты стальным или бетонным куполом, предназначенным для хранения любых радиоактивных материалов, которые могут быть высвобождены в результате аварии реактора.
Этот текст адаптирован из Openstax, Химия 2е изд., раздел 21.4: Трансмутация и ядерная энергия.
