для чего нужен отражатель нейтронов
Отражатель нейтронов
Отражатель нейтронов — конструктивная часть ядерного боеприпаса, окружающая делящееся вещество, или ядерного реактора, окружающая активную зону. Основное назначение отражателя — предотвращение утечки нейтронов в окружающую среду. В отдельных случаях, отражатель может также называться зоной воспроизводства.
Содержание
Влияние отражателя
Фактически реакторов без отражателей нейтронов не существует. Активная зона, покоящаяся на фундаменте, уже по крайней мере снизу имеет отражатель, поскольку все вещества отражают нейтроны. Однако понятно, что эффективность отражения нейтронов тем выше, чем больше альбедо вещества-отражателя. Размещение отражателей вблизи тела, в объёме которого диффундируют порождаемые каким-то источником нейтроны, приводит к снижению утечек нейтронов. Часть тех нейтронов, которые в процессе диффузии по достижении поверхности тела покидали его объём, возвращается назад, так как в веществе отражателя нейтроны также участвуют в хаотической диффузии. Отражённые нейтроны снова отражаются от первого объёма и т. д., что прежде всего сопровождается повышением нейтронного потока на границе тела и отражателя. Повышение потока в граничных точках по отношению к потоку внутри тела означает снижение градиента потока на границе или диффузионного тока, равного утечке нейтронов с единицы площади поверхности тела в единицу времени.
Если иметь в виду не произвольную среду с посторонним источником нейтронов, а размножающую в критическом состоянии (см. Коэффициент размножения нейтронов), то уменьшение утечки при присоединении к активной зоне отражателя увеличивает w и переводит реактор в надкритическое состояние. Чтобы при неизменном k0 реактор снова стал критическим, следует, в свою очередь, снизить w за счет уменьшения объёма активной зоны. Таким образом, критические размеры реактора с отражателем всегда меньше, чем реактора без отражателя. С практической точки зрения это выгодно. Выделение энергии в реакторе возможно только в критическом состоянии. Когда в силу естественных причин реактор становится подкритичным, энерговыделение прекращается и часть делящегося материала реактора остается неиспользованной. Само собой разумеется, эту часть целесообразно сделать возможно меньшей. Применение отражателей в какой-то мере служит этой цели.
Материалы отражателей
Отражатели тепловых и промежуточных ядерных реакторов изготовляются из веществ-замедлителей. Такие отражатели слабо поглощают нейтроны и способствуют их замедлению в реакторе. В графитовых и тяжеловодных реакторах в качестве отражателя применяется графит, как наиболее доступный материал с хорошими диффузионными свойствами. При этом экономия активной зоны приблизительно равна длине диффузии нейтронов в графите, т. е. около 50 см.
В реакторах с легкой водой в качестве замедлителя между активной зоной и корпусом реактора, служащим ёмкостью для воды, всегда имеется слой воды в 10 см или более. Этот слой уже является отражателем, обеспечивающим предельно возможную экономию активной зоны. Поэтому за пределами корпуса водяного реактора графитовый отражатель бесполезен, и такие реакторы не имеют отражателя как отдельной конструкции. Активные зоны реакторов с водяным замедлителем рассеивают нейтроны преимущественно с высокой энергией, а не тепловые. Поэтому экономия активной зоны определяется возвратом промежуточных нейтронов, частично замедленных, и по абсолютной величине достигает 7 см.
Реакторы на промежуточных нейтронах содержат мало замедлителя, и нейтроны, поглощаются веществом прежде, чем становятся тепловыми. Активные зоны этих реакторов рассеивают быстрые и промежуточные нейтроны. Наилучшим отражателем таких нейтронов является бериллий. Также, бериллий является лучшим замедлителем для промежуточных реакторов малых критических размеров, т. е. реакторов с высокой концентрацией делящегося материала, в активной зоне. Обыкновенная вода уступает бериллию, поскольку из-за снижения сечения рассеяния у водорода при энергиях больше 0,1 МэВ легче пропускает через свой объём быстрые нейтроны, чем бериллий.
Реакторы на быстрых нейтронах не должны содержать вещества, замедляющие нейтроны, так как замедление снижает коэффициент воспроизводства, большая величина которого составляет основное физическое преимущество быстрого реактора перед реакторами других типов. Материал отражателей реакторов на быстрых нейтронах — тяжёлые 238 U или 232 Th, которые одновременно являются сырьём для воспроизводства новых делящихся материалов. Такие отражатели, конечно, уменьшают критические размеры активных зон, однако основная их функция состоит в накоплении новых делящихся материалов, получающихся при поглощении рассеиваемых активной зоной нейтронов. Поэтому они называются не отражателями нейтронов, а зонами воспроизводства.
Развитие конструкций ядерных зарядов
Использование ядерных устройств в военных целях основано на свойстве атомов тяжелых химических элементов распадаться на атомы более легких элементов с выделением энергии в виде электромагнитного излучения (гама- и рентгеновского диапазона), а также в виде кинетической энергии разлетающихся элементарных частиц (нейтронов, протонов и электронов) и ядер атомов более легких элементов (цезия, стронция, иода и других)
Наиболее востребованными тяжелыми элементами являются уран и плутоний. Их изотопы при делении своего ядра выделяют от 2 до 3 нейтронов, которые в свою очередь вызывают деление ядер соседних атомов и т.д. В веществе возникает самораспространяющаяся (т.н. цепная) реакция с выделением большого количества энергии. Для запуска реакции требуется определенная критическая масса, объем которой будет достаточен для захвата нейтронов ядрами атомов без вылета нейтронов за пределы вещества. Критическая масса может быть уменьшена с помощью отражателя нейтронов и инициирующего источника нейтронов
Запуск реакции деления производится путем соединения двух подкритических масс в одну надкритическую или путем обжатия сферической оболочки надкритической массы в сферу, увеличивая тем самым концентрацию делящегося вещества в заданном объеме. Соединение или обжатие делящегося вещества осуществляется с помощью направленного взрыва химического взрывчатого вещества.
Кроме реакции деления тяжелых элементов, в ядерных зарядах применяется реакция синтеза легких элементов. Термоядерный синтез требует нагрева и сжатия вещества до нескольких десятков миллионов градусов и атмосфер, что можно обеспечить только за счет энергии, выделяющейся при реакции деления. Поэтому термоядерные заряды конструируются по двухступенчатой схеме. В качестве легких элементов используют изотопы водорода тритий и дейтерий (требующие минимальных значений температуры и давления для запуска реакции синтеза) или химическое соединение — дейтерид лития (последний под действием нейтронов от взрыва первой ступени делится на тритий и гелий). Энергия в реакции синтеза выделяется в виде электромагнитного излучения и кинетической энергии нейтронов, электронов и ядер атомов гелия (т.н. альфа-частиц). Энерговыделение реакции синтеза в расчете на единицу массы в четыре раза превышает подобный показатель реакции деления
Тритий и продукт его самораспада дейтерий используют также в качестве источника нейтронов для инициации реакции деления. Тритий или смесь изотопов водорода под действием сжатия плутониевой оболочки частично вступает в реакцию синтеза с выделением нейтронов, которые переводят плутоний в надкритичное состояние.
Основными компонентами современных ядерных зарядов являются следующие:
— стабильный (самопроизвольно не делящийся) изотоп урана U-238, добываемый из урановой руды или (в виде примеси) из фосфатной руды;
— радиоактивный (самопроизвольно делящийся) изотоп урана U-235, добываемый из урановой руды или нарабатываемый из U-238 в ядерных реакторах;
— радиоактивный изотоп плутония Pu-239, нарабатываемый из U-238 в ядерных реакторах;
— стабильный изотоп водорода дейтерий D, добываемый из природной воды или нарабатываемый из протия в ядерных реакторах;
— радиоактивный изотоп водорода тритий T, нарабатываемй из дейтерия в ядерных реакторах;
— стабильный изотоп лития Li-6, добываемый из руды;
— стабильный изотоп бериллия Be-9, добываемый из руды;
— октоген и триаминотринитробензол, химические взрывчатые вещества.
Критическая масса шара, выполненного из U-235 с диаметром 17 см, составляет 50 кг, критическая масса шара, выполненного из Pu-239 с диаметром 10 см — 11 кг. С помощью отражателя нейтронов из бериллия и источника нейтронов из трития критическую массу можно снизить соответственно до 35 и 6 кг.
Для устранения риска самопроизвольного срабатывания ядерных зарядов в них используют т.н. оружейный Pu-239, очищенный от других, менее стабильных изотопов плутония до уровня 94%. С периодичность 30 лет плутоний очищают от продуктов самопроизвольного ядерного распада его изотопов. С целью увеличения механической прочности плутоний сплавляют с 1 массовым процентом галлия и покрывают тонким слоем никеля для защиты от окисления
Температура радиационного саморазогрева плутония в процессе хранения ядерных зарядов не превышает 100 градусов Цельсия, что ниже температуры разложения химического ВВ.
Самыми первыми конструкциями ядерных зарядов деления были «Малыш» и «Толстяк», разработанные в США в середине 1940-х годов. Последний тип заряда отличался от первого сложной аппаратурой синхронизации подрыва многочисленных электродетонаторов и большим поперечным габаритом.
«Толстяк» был выполнен по имплозивной схеме – полую сферу из делящегося вещества (плутоний Pu-239) окружали оболочка из урана U-238 (толкатель), оболочка из алюминия (гаситель) и оболочка (генератор имплозии), набранная из пяти- и шестигранных сегментов химического взрывчатого вещества, на внешней поверхности которых были установлены электродетонаторы. Каждый сегмент представлял собой детонационную линзу из двух видов ВВ с различной скоростью детонации, преобразовывавших расходящуюся волну давления в сферическую сходящуюся волну, равномерно сжимавшую алюминиевую оболочку, которая в свою очередь сжимала урановую оболочку, а та – плутониевую сферу до смыкания её внутренней полости. Алюминиевый гаситель был использован, чтобы воспринять отдачу волны давления при её переходе в материал с большей плотностью, урановый толкатель – для инерционного удержания плутония в ходе реакции деления. Во внутренней полости плутониевой сферы был расположен источник нейтронов, изготовленный из радиоактивного изотопа полония Po-210 и бериллия, который под действием альфа-излучения полония испускал нейтроны. Коэффициент использования делящегося вещества составлял порядка 5 процентов, период полураспада радиоактивных осадков — 24 тысячи лет
Бериллиевый отражатель нейтронов представляет собой металлическую оболочку толщиной до 40 мм, источник нейтронов – газообразный тритий, заполняющий полость в плутонии, или пропитанный тритием гидрид железа с титаном, хранящийся в отдельном баллоне (бустере) и выделяющий тритий под действием нагрева электричеством непосредственно перед применением ядерного заряда, после чего тритий по газопроводу подается внутрь заряда. Последнее техническое решение позволяет кратно варьировать мощность ядерного заряда в зависимости от объема перекачиваемого трития, а также облегчает замену газовой смеси на новую каждые 4-5 лет, поскольку период полураспада трития составляет 12 лет. Избыточное количество трития в составе бустера позволяет снизить критическую массу плутония до 3 кг и существенно повысить действие такого поражающего фактора как нейтронное излучение (за счет снижения действия других поражающих факторов — ударной волны и светового излучения). В результате оптимизации конструкции коэффициент использования делящегося вещества увеличился до 20%, в случае избытка трития – до 40%.
Пушечная схема была упрощена за счет перехода к радиально-осевой имплозии посредством выполнения массива делящегося вещества в виде полого цилиндра, сминаемого взрывом двух торцевых и одного аксиального заряда ВВ
Имплозивная схема была оптимизирована (SWAN) за счет выполнения внешней оболочки ВВ в форме эллипсоида, позволившего уменьшить количество детонационных линз до двух единиц, разнесенных к полюсам эллипсоида — разность в скорости прохождения детонационной волны в поперечном сечении детонационной линзы обеспечивает одновременный подход ударной волны к сферической поверхности внутреннего слоя ВВ, детонация которого равномерно обжимает оболочку из бериллия (совмещающего функции отражателя нейтронов и гасителя отдачи волны давления) и сферу из плутония с внутренней полостью, заполненную тритием или его смесью с дейтерием
Наиболее компактной реализацией имплозивной схемы (примененной в советском 152-мм снаряде) является выполнение взрывчато-бериллиево-плутониевой сборки в виде полого эллипсоида с переменной толщиной стенки, обеспечивающей расчетную деформацию сборки под действием ударной волны от взрыва ВВ в конечную сферическую конструкцию
Несмотря на различные технические усовершенствования мощность ядерных зарядов деления оставалась ограниченной уровнем 100 Ктн в тротиловом эквиваленте из-за неустранимого разлета внешних слоев делящегося вещества в процессе взрыва с исключением вещества из реакции деления.
Однако мощность «слойки» также была ограничена уровнем 1 Мтн из-за начала протекания реакции деления и синтеза во внутренних слоях и разлета непрореагировавших внешних слоев. С целью преодоления этого ограничения была разработана схема обжатия легких элементов реакции синтеза рентгеновским излучением (вторая ступень) от реакции деления тяжелых элементов (первая ступень). Огромное давление потока рентгеновских фотонов, выделяющихся в реакции деления, позволяет 10-кратно обжать дейтерид лития с увеличением плотности в 1000 раз и нагреть в процессе сжатия, после чего литий подвергается воздействию потока нейтронов от реакции деления, превращаясь в тритий, который вступает в реакции синтеза с дейтерием. Двухступенчатая схема термоядерного заряда является наиболее чистой по выходу радиоактивности, поскольку вторичные нейтроны от реакции синтеза дожигают непрореагировавший уран/плутоний до короткоживущих радиоактивных элементов, а сами нейтроны гасятся в воздухе при пробеге порядка 1,5 км.
С целью равномерного обжима второй ступени корпус термоядерного заряда выполняют в форме скорлупы арахиса, располагая сборку первой ступени в геометрическом фокусе одной части скорлупы, а сборку второй ступени – в геометрическом фокусе другой части скорлупы. Сборки подвешены в объеме корпуса с помощью наполнителя из пенопласта или аэрогеля. По правилам оптики рентгеновское излучение от взрыва первой ступени концентрируется в сужении между двумя частями скорлупы и равномерно распределяется по поверхности второй ступени. С целью увеличения отражательной способности в рентгеновском диапазоне внутренняя поверхность корпуса заряда и внешняя поверхность сборки второй ступени покрываются слоем из плотного вещества: свинца, вольфрама или урана U-238. В последнем случае термоядерный заряд становится трехступенчатым – под действием нейтронов от реакции синтеза U-238 превращается в U-235, атомы которого вступают в реакцию деления и увеличивают мощность взрыва
Трехступенчатая схема была заложена в конструкции советской авиабомбы АН-602, расчетная мощность которой составляла 100 Мтн. Перед проведением испытания третья ступень была исключена из её состава путем замены урана U-238 на свинец из-за риска расширения зоны радиоактивных осадков от деления U-238 за пределы испытательного полигона. Фактическая мощность двухступенчатой модификации АН-602 составила 58 Мтн. Дальнейшее наращивание мощности термоядерных зарядов можно производить путем увеличения количества термоядерных зарядов в составе объединенного взрывного устройства. Однако в этом нет необходимости по причине отсутствия адекватных им целей – современный аналог АН-602, размещенный на борту подводного аппарата «Посейдон», имеет радиус разрушений ударной волной зданий и сооружений в 72 км и радиус пожаров в 150 км, что вполне достаточно для уничтожения таких мегаполисов как Нью-Йорк или Токио
Конструкция подобного заряда может быть выполнена в виде имплозивной сборки, включающее две эллипсоидные детонационные линзы (химическое ВВ из октогена, инертный материал из полипропилена), три сферические оболочки (нейтронный отражатель из бериллия, пьезоэлектрический генератор из иодида цезия, делящееся вещество из плутония) и внутреннюю сферу (термоядерное топливо из дейтерида лития)
Под действием сходящейся волны давления иодид цезия вырабатывает сверхмощный электромагнитный импульс, поток электронов генерирует в плутонии гамма-излучение, выбивающее нейтроны из ядер, инициируя тем самым самораспространяющуюся реакцию деления, рентгеновское излучение сжимает и нагревает дейтерид лития, поток нейтронов вырабатывает из лития тритий, который вступает в реакцию с дейтерием. Центростремительная направленность реакций деления и синтеза обеспечивает 100-процентное использование термоядерного топлива.
Дальнейшее развитие конструкций ядерных зарядов в направлении минимизации мощности и радиоактивности возможно за счет замены плутония на устройство лазерного сжатия капсулы со смесью трития и дейтерия.
Nav view search
Navigation
Search
Цепная реакция деления всегда сопровождается выделением энергии огромной величины. Практическое использование этой энергии – основная задача ядерного реактора.
По принципу работы ядерные реакторы делят на две группы: реакторы на тепловых нейтронах и реакторы на быстрых нейтронах.
В типичном ядерном реакторе имеются:
Активная зона и замедлитель
Именно в активной зоне и протекает контролируемая цепная реакция деления.
Большинство ядерных реакторов работает на тяжёлых изотопах урана-235. Но в природных образцах урановой руды его содержание составляет всего лишь 0,72%. Этой концентрации недостаточно для того, чтобы цепная реакция развивалась. Поэтому руду искусственно обогащают, доводя содержание этого изотопа до 3%.
Зачем нужен замедлитель нейтронов в ядерном реакторе?
В результате процесса замедления образуются тепловые нейтроны, скорость которых практически равна скорости теплового движения молекул газа при комнатной температуре.
В качестве замедлителя в ядерных реакторах используется вода, тяжёлая вода (оксид дейтерия D 2 O ), бериллий, графит. Но наилучшим замедлителем является тяжелая вода D2O.
Отражатель нейтронов
Чтобы избежать утечки нейтронов в окружающую среду, активную зону ядерного реактора окружают отражателем нейтронов. В качестве материала для отражателей часто используют те же вещества, что и в замедлителях.
Теплоноситель
Тепло, выделяющееся во время ядерной реакции, отводится с помощью теплоносителя. В качестве теплоносителя в ядерных реакторах часто используют обычную природную воду, предварительно очищенную от различных примесей и газов. Но поскольку вода закипает уже при температуре 100 0 С и давлении 1 атм, то для того чтобы повысить температуру кипения, повышают давление в первом контуре теплоносителя. Вода первого контура, циркулирующая через активную зону реактора, омывает ТВЭЛы, нагреваясь при этом до температуры 320 0 С. Далее внутри теплообменника она отдаёт тепло воде второго контура. Обмен проходит через теплообменные трубки, поэтому соприкосновения с водой второго контура не происходит. Это исключает попадание радиоактивных веществ во второй контур теплообменника.
А далее всё происходит так, как на тепловой электростанции. Вода во втором контуре превращается в пар. Пар вращает турбину, которая приводит в движение электрогенератор, который и вырабатывает электрический ток.
Система регулирования цепной реакции
Текущее состояние реактора характеризует величина, называемая реактивностью.
где k – коэффициент размножения нейтронов,
ni — количество нейтронов следующего поколения в ядерной реакции деления,
Если k ˃ 1, цепная реакция нарастает, система называется надкритической. Если k k = 1 реактор находится в стабильном критическом состоянии, так как число делящихся ядер не меняется. В этом состоянии реактивность ρ = 0.
Критическое состояние реактора (необходимый коэффициент размножения нейтронов в ядерном реакторе) поддерживается перемещением регулирующих стержней. В материал, из которого они изготовлены, входят вещества-поглотители нейтронов. Выдвигая или вдвигая эти стержни в активную зону, контролируют скорость реакции ядерного деления.
Система управления обеспечивает управление реактором при его пуске, плановой остановке, работе на мощности, а также аварийную защиту ядерного реактора. Это достигается изменением положения управляющих стержней.
Если какой-нибудь из параметров реактора (температура, давление, скорость нарастания мощности, расход топлива и др.) отклоняется от нормы, и это может привести к аварии, в центральную часть активной зоны сбрасываются специальные аварийные стержни и происходит быстрое прекращение ядерной реакции.
За тем, чтобы параметры реактора соответствовали нормам, следят системы контроля и радиационной защиты.
Для защиты окружающей среды от радиоактивного излучения реактор помещают в толстый бетонный корпус.
Системы дистанционного управления
Все сигналы о состоянии ядерного реактора (температуре теплоносителя, уровне излучения в разных частях реактора и др.) поступают на пульт управления реактора и обрабатываются в компьютерных системах. Оператор получает всю необходимую информацию и рекомендации по устранению тех или иных отклонений.
Реакторы на быстрых нейтронах
Отличие реакторов этого типа от реакторов на тепловых нейтронах в том, что быстрые нейтроны, возникающие после распада урана-235 не замедляются, а поглощаются ураном-238 с последующим превращением его в плутоний-239. Поэтому реакторы на быстрых нейтронах используют для получения оружейного плутония-239 и тепловой энергии, которую генераторы атомной станции преобразуют в электрическую энергию.
Ядерным топливом в таких реакторах служит уран-238, а сырьём уран-235.
В природной урановой руде 99,2745 % приходятся на долю урана-238. При поглощении теплового нейтрона он не делится, а становится изотопом урана-239.
Через некоторое время после β-распада уран-239 превращается в ядро нептуния-239:
После второго β-распада образуется делящийся плутоний-239:
И, наконец, после альфа-распада ядра плутония-239 получают уран-235:
В качестве теплоносителей в ядерных реакторах на быстрых нейтронах применяют жидкие металлы или их смеси.
Классификация и применение ядерных реакторов
Основное применение ядерные реакторы нашли на атомных электростанциях. С их помощью получают электрическую и тепловую энергию в промышленных масштабах. Такие реакторы называют энергетическими.
Широко используются ядерные реакторы в двигательных установках современных атомных подводных лодок, надводных кораблей, в космической технике. Они снабжают электрической энергией двигатели и называются транспортными реакторами.
Для научных исследований в области ядерной физики и радиационной химии используют потоки нейтронов, гамма-квантов, которые получают в активной зоне исследовательских реакторов. Энергия, вырабатываемая ими, не превышает 100 Мвт и не используется в промышленных целях.
Мощность экспериментальных реакторов ещё меньше. Она достигает величины лишь нескольких кВт. На этих реакторах изучаются различные физические величины, значение которых важно при проектировании ядерных реакций.
К промышленным реакторам относят реакторы для получения радиоактивных изотопов, используемых для медицинских целей, а также в различных областях промышленности и техники. Реакторы для опреснения морской воды также относятся к промышленным реакторам.