След извършването на неконтролираната верижна реакция, която се оставя да получи гигантско количество енергия, учените определят задачата за прилагане верижна реакция. Същността на контролираната верига се крие в способността да се контролира неутроните. Този принцип беше успешно прилаган в атомните електроцентрали (АЕЦ).

Енергията на разделението на ядрата на уран се използва в атомните електроцентрали (АЕЦ). Процесът на разделение на уран е много опасен. Ето защо, ядрените реактори заобикалят плътни защитни черупки. Разпределя се вида на реактора за налягане с вода под налягане.

Охлаждащата течност е вода. Студената вода влиза в много високо налягане реактор, което предотвратява кипенето му.

Студената вода, преминаваща през активната зона на реактора, също действа като забавител - забавя бързи неутрони, така че да ударят ядрото на уран и причиняват верижна реакция.

Ядреното гориво (уран) е в активната зона под формата на ядра на горивния комплект. Горивните пръти в сглобяването се заместват с контролни пръти, които регулират скоростта на основната дивизия, абсорбиращи бързи неутрони.

Разделянето се освобождава голям брой Топлина. Нагрятата вода оставя активната зона на налягане с температура от 300 ° С и влиза в енергийната обстановка, в която се намират генератори и турбини.

Горещата вода от реактора загрява водата от втория контур на кипене. Двойките отиват на турбинните остриета и го въртят. Въртящият се вал предава енергията на генератора. В генератора механичната енергия на въртене се превръща в електричество. Парата се охлажда и водата се връща обратно в реактора.

В резултат на тези сложни процеси, атомната електроцентрала произвежда електрически ток.

Както можете да видите, в горивните пръти се намира в активната зона на реактора, образувайки критична маса. Управление на ядрена реакция с контролни пръти, направени от бор или кадмий. Контролните пръти, както и горивото, са разположени в активната зона на реактора и, като гъба абсорбираща вода, действат върху неутрони, поглъщащи ги. Оператор на АЕЦ, регулиране на броя на контролните пръти в активната зона на реактора, контролира скоростта на ядрения процес: забавя, по-ниски контролни пръти в активната зона на реактора; Или ускорява - повдигане на пръчките.

Изглежда, че цялата прекрасна атомна енергия е неизчерпаем високотехнологичен източник на електроенергия и бъдещето. Така че хората си мислеха до 26 август 1986 година. Инцидентът на четвъртия блок на ядрената електроцентрала в Чернобил се обърна с "краката на главата" - "мирният" атом не беше толкова мирен, ако се отнасят.

Това е написано доста материал. Тук ще бъде дадена хинтесенс (компресирана същност) на катастрофата.

Основните причини за инцидента от 4-ти телефонни липли:

  1. Добре обмислена програма на технологичния експеримент върху понижения турбогенератор;
  2. Разработчици на ядрени реактори на RBMK, където значителна роля играе недостиг в системата на системата за управление на оперативната информация за реактивността в активната зона;
  3. "Волиста" на персонала на АЕЦ, които проведоха експеримент и позволено отклонение от правилата на работата.

Всичко това заедно доведе до катастрофа. Сред специалистите, изследващи събития в Чернобил, имаше приблизително такава формула: "Операторите успяха да взривят блока и реакторът им позволи да го направят". Част от вината на Чернобил се намира почти всеки - и физици, извършващи изчисления върху опростени модели, и на монтажници, небрежно пивоварни шевове и оператори, позволявайки се да не се разглеждат с правилата на работа.

Анатомия на аварията в Чернобил в "две думи"

1. Силата на реактора се свежда до много малка стойност (приблизително 1% от номиналната). Той е "лош" за реактора, защото той попада в "йодната яма" и започва ксеноново отравяне на реактора. Според "нормалното" - необходимо е да се присъедини към реактора, но в този случай експериментът върху понижената турбина няма да бъде произведен, като всички произтичащи от тук чрез административни последици. В резултат на това персоналът на кофата реши да повиши реакторната енергия и да продължи експеримента.

2. На по-горе материала може да се види, че операторът на АЕЦ може да контролира скоростта на ядрената реакция (реакторна енергия) чрез преместване на контролните пръти в активната зона на реактора. За да повдигнете мощността на реактора (за завършване на експеримента), почти всички контролни пръти бяха показани от активната зона на реактора.

За читателя, не запознат с "ядрените тънкости", това беше по-ясно - можете да донесете следната аналогия с товар, спрян на пролетта:

  • Товарът (по-скоро неговото положение) е силата на реактора;
  • Пролетта е средство за управление на управлението (капацитет на реактора).
  • В нормално положение товарът и пролетта са в равновесие - товарът на определена височина, а пружината се разтяга за определена стойност.
  • Когато реактора прекъсвачът ("йодна яма") - товарът слезе до земята (и много).
  • Да "извади" реактора, операторът "издърпа през пролетта" (произхождащи контролни пръти; и е необходимо само напротив - да влезете в всички пръчки и да удавяте реактора, т.е. освободете пружината, така че натоварването на земята). Но товарната пролетна система има някаква инерция, а известно време след като операторът започна да дърпа пролетта, товарът все още се движи надолу. И операторът продължава да се издига.
  • И накрая, товарът достига долната точка и под действието (вече достоен) на пролетните сили започва да се движи нагоре - реакторната енергия започва да нараства рязко. Товарът лети по-бързо (неконтролирана верижна реакция с акцентът на огромно количество топлина) и операторът не може да направи нищо за гасене на инерцията на движението на товара. В резултат на това товарът бие оператора в челото.

Да, операторите на Чернобил, които позволиха експлозията на захранващия блок, платиха най-високата цена за грешката си - живота им.

Защо персоналът Черноби действа по този начин? Една от причините е фактът, че системата за контролиране на ядрения реактор не предоставя на оператора оперативна информация за опасни процеси в реактора.

Ето как А.С. Дятлов започва книгата си "Чернобил. Как е":

26 април 1986 г. по един път двадесет и три минути четиридесет секунди, ръководителят на смяната на номерата на шейнеца, Александър Акимов, нареди на реактора в края на извършената работа, преди да спре електронната единица на планираното ремонти. Командата се дава в спокойна работна среда, централизираната система за управление не записва един авариен или предупредителен сигнал за отклоняване на параметрите на реактора или обслужващите системи. Реакторът Leonid Toptunov свали бутона AZ, който предпазва от случайно погрешно натискане, и натиснете бутона. Съгласно този сигнал, 187, пръчките на реактора се преместват надолу в активната зона. Осветяващи светлини, загорени на MPMotablo и дойдоха в движението на стрелата на указателите на позицията на пръта. Александър Акимов, който стоеше на студ на контролния панел на реактора, аз също наблюдавах това, аз също видях "зайчетата" на индикаторите на AR "ляво" (изражението му), както трябва да бъде, което означава да се намали Силата на реактора се обърна към защитния панел, която се наблюдава при проведения експеримент.
Но тогава имаше нещо, което не можеше да предскаже най-необузданата фантазия. След малко понижение, силата на реактора внезапно започна да се увеличава с все по-нарастваща скорост, се появиха аварийни сигнали. Л. Топтунов извика при аварийно увеличение на властта. Но за да направим нещо, не е в сила. Всичко, което можеше да направи - запази бутона AZ, пръчките на Суз отидоха в активната зона. На разположение няма други средства. И всички останали. А. Акимов рязко извика: "Реактор на пустинята!". Скочи до конзолата и де-енергизира електромагнитните лапи на задвижванията на пръчките на Суз. Действието е вярно, но безполезно. В края на краищата логиката на Сус, т.е. всичките му елементи логически схеми, работи правилно, пръчките отидоха в зоната. Сега е ясно - след натискане на бутона AZ, няма верни действия, нямаше никакви инструменти за спасение. Друга логика отказа!
Две мощни експлозии последваха с кратка празнина. Пръчките АЗ спря да се движат без преминаване и половината от пътя. Нямаше къде да отиде.
В един час и двадесет и три минути, четиридесет и седем секунди, реакторът се сгъна чрез овърклок на захранването в миг неутрон. Това е сривът, лимитска катастрофа, която може да бъде върху енергиен реактор. Тя не беше разбрана, те не бяха подготвени за нея, не са предоставени технически мерки за локализация на блока и станцията ...

Тези., Няколко секунди преди катастрофа, персоналът дори не подозираше за риска от приближаване! Завършването на цялата абсурдна ситуация беше натискът на аварийния бутон, след което възникна експлозията - бързате на колата и близо до спирачката преди препятствието, но колата е още по-ускорена и се разби в препятствие. За справедливост, трябва да се каже, че натискането на бутона за спешни случаи не може да повлияе на ситуацията - тя само ускорява предстоящата експлозия на реактора за няколко мига, но фактът остава факт - спешна защита взриви реактора !

Ефекти от радиация на човек

Какво са толкова опасни изкуствени ядрени катастрофи (да не говорим за ядрени оръжия)?

В допълнение към освобождаването на колосално количество енергия, което води до по-голямо разрушаване, ядрените реакции са придружени от радиационна радиация и в резултат на това радиационното замърсяване на терена.

Какво е толкова вредно радиация за жив организъм? Не донасяйте такава вреда на всичко живо, тогава за аварията в Чернобил всичко ще бъде забравено, но атомни бомби Тя ще бъде оставена отляво и надясно.

Радиацията унищожава клетките на жив организъм по два начина:

  1. поради нагряване (излъчване на излъчване);
  2. поради йонизацията на клетките (радиационно заболяване).

Радиоактивните частици и радиационната сама имат висока кинетична енергия. Радиацията генерира топлина. Тази топлина по аналогия със слънчево изгаряне причинява изгаряне на радиация, унищожавайки тъканите на тялото.




























Назад

Внимание! Преглед на слайдовете се използват изключително за информационни цели и може да не предоставя идеи за всички възможности за представяне. Ако си заинтересован тази работаМоля, изтеглете пълната версия.

Цели Урок:

  • Образование: актуализиране на съществуващите знания; Продължаване на образуването на концепции: разделение на ядрата на уран, верижна ядрена реакция, условия на неговия поток, критична маса; Въвеждане на нови концепции: ядрен реактор, основните елементи на ядрения реактор, устройството на ядрения реактор и принципа на нейното действие, контрола на ядрената реакция, класификацията на ядрените реактори и тяхното използване;
  • Разработване: Продължаване на формирането на умения за наблюдение и изготвяне на заключения и също така се развийте интелектуални способности и любопитство на учениците;
  • Образование: Продължаване на образованието за нагласите към физиката като експериментална наука; Обучение на добро отношение към работата, дисциплината, позитивното отношение към знанието.

Вид на урока: Изучаване на нов материал.

Оборудване: Мултимедийна инсталация.

По време на класовете

1. Организационен момент.

Момчета! Днес, в урока, ще повторим разделението на ядрената реакция на уран, условията за нейния поток, критична маса, научете какъв ядрен реактор, основните елементи на ядрения реактор, устройството на ядрения реактор и принципа на неговата работа, контролът на ядрената реакция, класификацията на ядрените реактори и ги използва.

2. Проверете изследвания материал.

  1. Механизма за разделяне на ядрата на уран.
  2. Разкажете ни за механизма за течаща на веригата ядрена реакция.
  3. Дайте пример за реакция на ядрена деленост на ядрото на уран.
  4. Какво се нарича критична маса?
  5. Как е верижната реакция в уран, ако масата му е по-малко критична, по-критична?
  6. Това, което е равно на критичната маса на уран 295, е възможно да се намали критичната маса?
  7. Какви начини можете да промените хода на веригата ядрена реакция?
  8. Каква е целта на забавяне на бързите неутрони?
  9. Какви вещества се използват като забавител?
  10. Благодарение на какви фактори могат да увеличат броя на свободните неутрони в смучащ уран, като по този начин се гарантира възможността за реакцията в нея?

3. Обяснение на новия материал.

Момчета, отговорете на този въпрос: Каква е основната част от всяка атомна електроцентрала? ( ядрен реактор)

Много добре. Сега момчетата ще живеят по този въпрос.

Историческа справка.

Игор Василевич Курчатов - изключителен съветски физик, академик, основател и първи директор на Института за атомна енергия от 1943 до 1960 г., основният научен лидер на атомния проблем в СССР, един от основателите на използването на ядрена енергия за мирни цели. Академик на Академията на науките в СССР (1943). През 1949 г. бяха проведени тестове на първата атомна съветска бомба. Четири години по-късно бяха проведени успешни тестове в света. водородни бомби. А през 1949 г. Игор Василевич Курчатов започва работа по проекта на атомната електроцентрала. АЕЦ - Хералд от мирното използване на атомната енергия. Проектът беше успешно завършен: 27 юли 1954 г. Нашата атомна електроцентрала стана първата в света! Курчатов се оплаква и се забавлява като дете!

Определяне на ядрен реактор.

Ядреният реактор се нарича устройство, при което се поддържа контролираната верижна реакция на разделяне на някои тежки ядра.

Първият ядрен реактор е построен през 1942 г. в САЩ под ръководството на Е. Ферми. В нашата страна първият реактор е построен през 1946 г. под ръководството на I. В. Курчатов.

Основните елементи на ядрения реактор са:

  • ядрено гориво (уран 235, уран 238, плутоний 239);
  • неутронно забавяне (тежка вода, графит и др.);
  • охлаждащата течност за изхода на енергията, генерирана по време на работата на реактора (вода, течен натрий и др.);
  • Регулиращи пръчки (бор, кадмий) - високо абсорбиращи неутрони
  • Защитна обвивка, забавяне на радиация (бетон с железен пълнеж).

Принцип на работа ядрен реактор

Ядреното гориво се намира в активната зона под формата на вертикални пръти, наречени горивни елементи (TVEL). Туинът са проектирани да регулират силата на реактора.

Масата на всеки горивен прът е значително по-малък от критичен, следователно в един прът, верижната реакция не може да настъпи. Тя започва след потапяне в активната зона на всички уранови пръчки.

Активната зона е заобиколена от слой от вещества, отразяващи неутроните (рефлектор) и защитна обвивка от бетон, забавяне на неутроните и други частици.

Разсейване на топлината от горивните клетки. Охлаждащата течност е водата на пръчката, загрява до 300 ° С при високо налягане, влиза в топлообменниците.

Ролята на топлообменника - вода, загрята до 300 ° C, дава топлината на обикновената вода, превръща се в пара.

Управление на ядрената реакция

Контролът на реактора се извършва с пръчки, съдържащи кадмий или бор. С пръчките до\u003e 1, разширени от активната зона и когато е напълно перспективен - до< 1. Вдвигая стержни внутрь активной зоны, можно в любой момент времени приостановить развитие цепной реакции. Управление ядерными реакторами осуществляется дистанционно с помощью ЭВМ.

Реактор на бавни неутрони.

Най-ефективното разделение на ядрата Uranium-235 се случва под действието на бавни неутрони. Такива реактори се наричат \u200b\u200bбавно неутронни реактори. Вторични неутрони, образувани в резултат на реакцията на делене, са бързи. За да следват последващото им взаимодействие с ядките Uranium-235 във верижната реакция, те най-ефективно се забавят, влизат в модератор към активната зона - вещество, което намалява кинетичната неутронна енергия.

Бързо неутронно реактор.

Бързите неутронни реактори не могат да работят върху естествен уран. Реакцията може да се поддържа само в обогатена смес, съдържаща най-малко 15% изотоп на уран. Предимството на реакторите за бързо неутрони е, че с тяхната работа се образува значително количество плутоний, което след това може да се използва като ядрено гориво.

Хомогенни и хетерогенни реактори.

Ядрените реактори, в зависимост от взаимното поставяне на горивото и забавяча, са разделени на хомогенен и хетерогенна. В хомогенен реактор, активната зона е хомогенна маса на горивото, модератор и охлаждаща течност под формата на разтвор, смес или стопяване. Хетерогенният се нарича реактор, в който горивото под формата на блокове или горивни комплекти се поставя в закъснението, образувайки правилната геометрична решетка в нея.

Трансформация на вътрешната енергия атомни зърнени култури в електрическа енергия.

Ядреният реактор е основният елемент на атомната електроцентрала (АЕЦ), превръщащ термичната ядрена енергия в електрически. Конвертирането на енергия възниква в съответствие със следната схема:

  • вътрешна енергия Уранови ядра -
  • кинетична неутронна енергия и ядрени фрагменти -
  • вътрешна енергия на водата -
  • вътрешна енергийна двойка -
  • кинетична енергия Двойка -
  • кинетична енергия на ротора на турбината и ротора на генератора -
  • електрическа енергия.

Използване на ядрени реактори.

В зависимост от целта, ядрените реактори са енергия, преобразуватели и мултипликатори, изследвания и многофункционални, транспорт и промишлени.

Реакторите на ядрената енергия се използват за генериране на електричество в атомните електроцентрали, в корабни електроцентрали, атомни електроцентрали, както и на ядрени станции Топлоснабдяване.

Реакторите, предназначени за производство на вторично ядрено гориво от естествен уран и торий, се наричат \u200b\u200bпреобразуватели или множители. В реактора-преобразувателя на вторично ядрено гориво има по-малко от първоначално изразходвани.

В реактора-мултипликатор се извършва разширено възпроизвеждане на ядрено гориво, т.е. Оказва се повече, отколкото е прекарано.

Изследователските реактори се използват за изследване на процесите на неутронно взаимодействие със субстанция, изучаване на поведението на реакторните материали в интензивни полета на неутрон и гама радиация, радиохимикали в биологични проучвания, производство на изотопи, експериментални изследвания на физиката на ядрената реактор.

Реакторите имат различна мощност, стационарен или импулсен режим. Многофункционални реактори, които служат за няколко цели, например, за генериране на енергия и получаване на ядрено гориво.

Екологични катастрофи в атомни електроцентрали

  • 1957 г. - инцидент във Великобритания
  • 1966 г. - частично топене на активната зона след провала на охлаждането на реактора не е далеч от Детройт.
  • 1971 г. - много замърсена вода отиде в американската река
  • 1979 - най-голямата злополука в САЩ
  • 1982 - Емисии на радиоактивна пара в атмосферата
  • 1983 - ужасен инцидент в Канада (20 минути преминава радиоактивна вода - на тон на минута)
  • 1986 г. - инцидент във Великобритания
  • 1986 г. - инцидент в Германия
  • 1986 - АЕЦ Чернобил
  • 1988 - пожар в АЕЦ в Япония

Модерните АЕЦ са оборудвани с компютър и преди, дори след инцидент реакторите продължават да работят, тъй като няма автоматична система за изключване.

4. Закрепване на материала.

  1. Какво се нарича ядрен реактор?
  2. Какво е ядрено запалим в реактора?
  3. Какво субстанция служи като неутронно забавяне в ядрен реактор?
  4. Каква е целта на неутронния забавител?
  5. За какво регулирате пръчките? Как ги използвате?
  6. Какво се използва като охлаждаща течност в ядрените реактори?
  7. Какво е необходимо за масата на всеки уранд, за да бъде по-малко критична маса?

5. Изпълнение на тест.

  1. Какви частици участват в разделението на ядрата на уран?
    А. Протони;
    Б. неутрон;
    V. Електрони;
    Ж. Ядро Хелия.
  2. Каква е масата на уран е критична?
    А. най-голямото, в което е възможно верижната реакция;
    Б. всяко тегло;
    Б. най-малката, в която е възможна верижната реакция;
    Маса, в която реакцията ще престане.
  3. Какво е приблизително равно на критичната маса на уран 235?
    А. 9 кг;
    Б. 20 кг;
    Б. 50 кг;
    G. 90 кг.
  4. Какви вещества от изброените по-долу могат да се използват в ядрените реактори като забавители на неутрон?
    А. Графит;
    Б. Кадмий;
    V. Тежка вода;
    Г. Бор.
  5. За потока на веригата ядрена реакция в АЕЦ е необходимо коефициентът на възпроизвеждане на неутрон да е:
    А. е 1;
    Б. повече от 1;
    Б. По-малко от 1.
  6. Регулиране на процента на разделяне на ядрата на тежки атоми в ядрените реактори се извършва: \\ t
    A. Поради абсорбцията на неутрон при понижаване на пръчките с абсорбера;
    Б. Поради увеличаване на радиатора чрез увеличаване на скоростта на охлаждащата течност;
    Б. чрез увеличаване на отпуска по електроенергия на потребителите;
    G. Чрез намаляване на масата на ядреното гориво в активните зони при отстраняване на пръчките с гориво.
  7. Какви енергийни трансформации се срещат в ядрен реактор?
    А. Вътрешната енергия на атомните ядра се превръща в светлинна енергия;
    Б. Вътрешната енергия на атомните ядра се превръща в механична енергия;
    Б. Вътрешната енергия на атомните ядра се превръща в електрическа енергия;
    Ж. Сред отговорите няма право.
  8. През 1946 г. първият ядрен реактор е построен в Съветския съюз. Кой е ръководител на този проект?
    А. С. Королев;
    Б. И. Курчатов;
    V. D. Sakharov;
    Ж. А. Прохоров.
  9. По какъв начин смятате най-приемли за подобряване на надеждността на атомните електроцентрали и предотвратяване на инфекцията за външна среда?
    А. Разработване на реактори, способни автоматично да охлаждат активната зона на реактора, независимо от волята на оператора;
    Б. Повишена грамотност на дейността на атомните електроцентрали, ниво на професионална готовност на операторите на АЕЦ;
    Б. Разработване на високоефективни технологии за демонтиране на атомни електроцентрали и рециклиране на радиоактивни отпадъци;
    Местоположението на реакторите дълбоко под земята;
    Г. Отказ за изграждане и експлоатация на атомни електроцентрали.
  10. Какви източници на замърсяване атмосфер Ли са работата на АЕЦ?
    А. Уранска промишленост;
    Б. Ядрени реактори от различни видове;
    Б. Радиохимична промишленост;
    Ж. Места за преработка и обезвреждане на радиоактивни отпадъци;
    Г. Използване на радионуклиди в национална икономика;
    Д. Ядрени експлозии.

Отговори: 1 б; 2 в; 3 в; 4 А, б; 5 а; 6 а; 7 в; 8 б; 9 Б. в; 10 A, B, B, G, E.

6. Резултатите от урока.

Какво ново научено днес в урока?

Какво ви хареса в урока?

Какви са въпросите?

Благодаря за работата в урока!

Схематичната диаграма на ядрен реактор на термични (бавни) неутрони е показана на фиг.5.1, тук 1 - контролни пръчки, 2 - биологична защита, 3 - тежка защита, 4 - модератор, 5 - ядрено гориво (гориво).

В случай на неутрон в ядрото на уран изотоп 235, той е разделен на две части и няколко (2.5-3) нови вторични неутрони (2.5-3). За да се поддържа верижна реакция в ядрен реактор, е необходимо в активната зона на реактора, масата на ядреното гориво не е по-малко критична. Реакторът трябва да съдържа такъв номер. 235 U.Така че средната стойност на поне един от номера на получените неутрони при всяко деятел може да доведе до следващото деление, преди да напусне активната зона на реактора.

Фигура 5.1. Концепция за ядрен реактор върху термични неутрони

Ако броят на неутроните се поддържа чрез постоянна, реакцията на делене ще бъде разделена. Колкото по-високо е стационарното ниво на броя на съществуващите неутрони, толкова по-голяма е мощността на реактора. Мощността на 1 MW съответства на верижната реакция, при която има 3,10 16 дивизии за 1 секунда.

Ако броят на неутроните се увеличи, тогава ще се появи експлозия на топлината, ако се намали, реакцията ще спре. Направен е регулирането на скоростта на реакция на потока използване на контролни пръти 1.

Текущото състояние на ядрения реактор може да се характеризира с ефективни коефициентът на възпроизвеждане на неутрони или реактивност, които са свързани помежду си чрез съотношението:

Тези стойности се характеризират със следните стойности:

· - верижната реакция се увеличава във времето, реакторът е в суперкритичното състояние, неговата реактивност;

· - Броят на основните отделения постоянно, реакторът е в стабилно критично състояние.

Ядреният реактор може да работи с дадена мощност за дълго време само ако има реактивност реактивност в началото на експлоатацията. В процеса на работа на ядрен реактор поради натрупването на горивото, фрагментите на разделението променят неговите изотопични и химичен състав, образуването на трансурансонови елементи, главно PU. Процесите, които се срещат в реактора, намаляват възможността за течаща верижната реакция на разделението на атомните ядра.

За да се поддържа и приложи верижна реакция, е необходимо да се ограничи абсорбцията на неутрони с материали около активната зона на реактора. Това се постига чрез използване на такива материали (за биологична 2 и термична защита), която поне частично (в идеалния случай 50%) отразява неутроните, т.е. не ги абсорбира. От особено значение е изборът на охлаждаща течност, служеща за прехвърляне на топлина от активната зона към турбината.

Неутроните, получени в резултат на разделяне, могат да бъдат бързи (имат по-голяма скорост) и бавно (термична). Вероятността за улавяне на бавно ядро \u200b\u200bна неутрон 235 U. И последващото му разделяне е по-голямо от бързи неутрон. Затова Двамататели 5 обратха със специални забавители 4, които забавят неутроните, слабо усвояват. За да се намали неутронното изтичане от реактора, той е снабден с рефлектор. Като забавители и отражатели, графит, тежки ( D 2 O.), обикновена вода и др.

Броят на стационарните съществуващи неутрони определя броя на генераторите, образувани от разделянето на ядрените, които се различават в различни посоки при огромна скорост. Спирането на фрагменти води до нагряване на горивото и стените на горивото. За да премахнете тази топлина в реактора се сервира антифризЧието отопление е целта на операцията на реактора. Често същото вещество, като обикновената вода, изпълнява функции охлаждаща течност, забавител и рефлектор. Водоснабдяването на реактора се прави с помощта на главни циркулиращи помпи(HCN).

Неутронната ядрена реакция на разделяне на тежки ядра, както вече е отбелязана, е основната и централната реакция в ядрените реактори. Следователно има смисъл от самото начало да се запознаят с физическите идеи за реакцията на делене и нейните характеристики, които един или друг начин налагат отпечатък върху всички посоки на живота и живота на най-сложния технически комплекс, който се нарича АЕЦ.

Идеята за разделянето на ядрото на уран-235 във визуалните образи дава фиг.2.6.

Неутронна маса и развълнувани композитни ядрени фрагменти от разделение

Неутронно деление

Фиг.2.6. Схематичен изглед на разделението на ядрото 235 U.

Въз основа на тази схема, обобщеното "уравнение" на реакцията на разделянето (което е доста логично, отколкото строго математическо), може да бъде написано като:

235 U + 1 N  (236 U) *  (F 1) * + (F 2) * +  5. 1 N + A + B + C + e

- (F 1) * и (F 2) * - Символична нотация възбуден фрагменти от разделение (индекс (*) тук и след това обозначени нестабилни, развълнувани или радиоактивни елементи); Shard (F 1) * има маса на 1 и заряда Z 1, фрагмент (F 2) * - маса А2 и заряд Z2;

-  5. 1 n са обозначени с 5 неутрони на разделение, освободени средно във всеки акт за разделяне на ядрото на уран-235;

- ,  и  - частици, -частици и -Quanta, средният брой, чийто акт на разделяне на ядрото на уран-235 са равни на съответно А, В и С;

    - Средният размер на енергията, пуснат в акт на разделение.

Отново подчертаваме: изразът, записан по-горе, не е уравнението в стриктния смисъл на думата; По-скоро е лесно да се запомни формата на запис, отразявайки основните характеристики на реакцията на неутронното делене:

а) образуването на фрагменти от разделение;

б) формирането на нови свободни неутрони по време на разделянето, което ще продължи да се обажда неутронно разделение;

в) радиоактивността на фрагменти от разделение, което причинява тяхната по-нататъшна трансформация към по-устойчиви формации, поради което възниква число странични ефекти - както положителни, полезни и отрицателни, които трябва да бъдат взети под внимание при проектирането, изграждането и използването на ядрени реактори;

г) Освобождаване на енергия по време на разделяне - основното свойство на реакцията на делене, което позволява да се създаде енергия ядрен реактор.

Всеки от изброените по-горе физически процеси, които придружават реакцията на делене, играе определена роля в реактора и има свои практически стойност. Затова ще се запознаем с тях повече.

2.2.1. Образуването на фрагменти от разделение. В един акт на разделяне на ядрото, можете да говорите за явлението до известна степен случайноКато се има предвид, че тежката ядро \u200b\u200bна уран, състояща се от 92 протони и 143 неутрона, е фундаментално в съответствие с различен брой фрагменти с различни атомни маси. В този случай оценката на възможността за разделяне на ядрото на 2, 3 или повече фрагменти може да се обърне с вероятностни измервания. Според дадените данни вероятността за основно разделение на два фрагменти е повече от 98%, следователно преобладаващото мнозинство от разделенията се попълват чрез образуването на два фрагмента.

Спектроскопските проучвания на делене на продукти са установили повече от 600 качествено различни фрагменти от разделение с различни атомни маси. И тук, в привидния шанс с голям брой разделения, незабавно разкрити Общ модел което може да бъде изразено за кратко:

Вероятността за появата на фрагмент от определена атомна маса с масово разделение на определен нуклид - стойността е строго определена присъща в този разделящ нуклид.

Тази величина се нарича обади специфична добивка на фраглинг обозначени с малко гръцко писмо i. (гама) с по-ниския индекс - символ на химичния елемент, чиято сърцевина е този фрагмент, или символ на изотопа.

Например, във физически експерименти, той е записан, че фрагментите на Ksenone-135 (135 xe) в изпълнението на всяка хиляда дивизии на ядрата 235 u се появяват средно в три случая. Това означава, че специфичният изход от фрагмент от 135 xe е

Xe. \u003d 3/1000 \u003d 0.003 от всички отделения,

и във връзка с един акт на разделяне на ядрото 235 u стойността  xe \u003d 0.003 \u003d 0.3% - там Вероятността разделянето ще бъде завършено чрез образуването на фрагмента 135 Хи.

Визуална оценка на моделите на образуване на фрагменти от разделяне на различни атомни маси дава криви на специфичния изход от фрагменти (фиг. 2.7).

10

70 80 90 1 110 120 130 140 150 A, A.E.M.

Фиг. 2.7. Специфични изходи на фрагменти от разделение на различни атомни маси

при разделяне на ядрата от 235 U (плътна линия) и 239 гной (прекъсната линия).

Естеството на тези криви ви позволява да приключите следното:

а) атомните маси от фрагменти, образувани по време на разделяне, в огромното мнозинство от случаите са в рамките на 70  165 A.E.m. Специфичният добив на повече бели дробове и по-тежки фрагменти е много малък (не надвишава 10 -4%).

б) Симетричните разделения на ядрата (т.е. разделянията на два фрагменти от равни маси) са изключително редки: техният специфичен изход не надвишава 0.01% за ядки Uranium-235 и 0.04% - за Plutonium-239 Nuclei.

в) най-често се образуват бели дробове Парчета с масови номера в диапазона 83 104 A.E.M. и трудно Парчета с A \u003d 128  149 A.E.M. (Техният специфичен добив е 1% или повече).

г) Дивизия 239 PU под действието на термични неутрони по-тежка Части в сравнение с фрагменти отдел 235 U.

*) В бъдеще, при изучаване на кинетиката на реактора и процесите на неговото отравяне и полагане, ние все още трябва да се позоваваме на стойностите на специфичните добиви на много фрагменти от разделение при приготвянето на диференциални уравнения, описващи физическото \\ t процеси в активната зона на реактора.

Удобството на тази стойност е, че, като знаете скоростта на реакция на делене (броя на отделите в единица на обем на горивния състав на единица време), е лесно да се изчисли скоростта на образуване на всякакви фрагменти от разделение, Натрупването на което в реактора по някакъв начин е засегнато от работата си:

Скоростта на генериране на i-ти фрагментите \u003d i. (скорост на реакция на делене)

И още една забележка, свързана с формирането на дивизионни фрагменти. Генерирани чрез разделяне на фрагменти от дивизия Високи кинетични енергии. Предаване на кинетичната си енергия в сблъсъци с атоми на средата на горивния състав, като по този начин фрагменти увеличаване на средната кинетична енергия на атомите и молекулите, че според идеите на кинетичната теория се възприемат от нас като Увеличение на температурата състав на горивото или като Нагрявайте в него.

По-голямата част от топлината в реактора се оформя по този начин.

Това е определената положителна роля на формирането на фрагменти в работния процес на енергийния ядрен реактор.

2.2.2. Образуването на неутронно разделение. Ключов физически феномен, придружаващ процеса на разделяне на тежки ядра Изпразване с развълнувани фрагменти от делене на вторични бързи неутрони, В противен случай наречен незабавни неутрониили Неутронно разделение.

Значението на това явление (отворено f.zholio-curie със служители - албано и Covarski - през 1939 г.) са безспорни: Благодарение на него, когато се разделят тежки ядра, се появяват нови свободни неутрони вместо тези, които причиняват разделения; Тези нови неутрони могат да взаимодействат с друго центрирано гориво и да причинят разделения, придружени от емисиите на нови неутрони на разделяне и др.Това е, поради формирането на неутрони на разделение, възможността организиране процесът е равномерно след време след друго разделение на разделянето в горивото със свободни неутрони от външен източник. В такава доставка, просто говорене не е задължителноТъй като "инструментите" скоро, с които се извършват основните дивизии, се намират Тук, в тази средав съответното състояние в разделителните ядрени; За да "постави в случая", свързани неутрони, те трябва да бъдат освободени, т.е. да разделят ядрото на фрагментите, а след това - всичките сами фрагменти принуждават: поради тяхното възбудено състояние, те ще излъчват " Допълнителни "неутрони от техния състав, които пречат на тях устойчивост, и това ще се случи по време на порядъка на 10 -15 - 10 -13 C, което съвпада с порядъка на престоя на композитното ядро \u200b\u200bв възбудено състояние. Това съвпадение е дало причина за идеи, които се появяват неутроните на разделението Не от неутроните на развълнуваните фрагменти от разделение след края на разделението, но директно в този кратък период от време, по време на който ядрото е разделено. Това е N. след Деяйните действия и по време на Този акт, като едновременно с унищожаването на ядрото. По същата причина тези неутрони често се наричат Незабавни неутрони.

Анализ на възможни комбинации от протони и неутрони в стабилни ядра на различни атомни маси (помнете стабилната диаграма на ядрото) и сравнението с качествения състав на делене продуктите е показало това вероятност за образованиеустойчив парчетата по време на разделянето са много малки. Това означава, че се раждат огромното мнозинство от фрагменти нестабилен и може да излъчва едно, две, три или дори по-много "излишни" за тяхната стабилност на неутронното отделение и е ясно, че всеки определен фрагмент трябва да излъчва Неговата, строго дефинирана, Броят на "ненужната" за стабилността на неутронното разделение.

Но тъй като всеки фрагмент с голям брой подразделения има строго определен специфичен мощност, след това с определен голям брой разделения ще се определи и броят на формираните фрагменти от разделение на всеки сорт, и следователно, броя на неутроните на делене Ще бъдат определени и излъчвани от фрагменти от всеки сорт, но следователно ще бъдат определени тяхната обща сума. Споделяне на общия брой неутронни разделения по броя на подразделенията, в които са получили, трябва да получим Средният брой неутрони на разделение, излъчван в един акт на разделениекоито въз основа на горепосоченото разсъждение също трябва да бъдат строго определени и Постоянно за всяко разнообразие от разделяне на нуклиди. Този физически постоянен разделящ нуклид и е посочен .

Според 1998 г. (стойността на тази константа периодично се изяснява от резултатите от анализа на физическите експерименти по целия свят) При разделяне под действието на термични неутрони

За уран-235 5 = 2.416,

За плутоний-239 9 = 2.862,

За плутоний-241 1 \u003d 2.938 и др.

Последна забележка Нелишна: стойността на постоянната  значително зависи от величината на кинетичната енергия на неутроните, причинявайки разделения и с увеличаване на последния се увеличава приблизително пряко пропорционално на Е.

За двата най-важни нуклида, приблизителните зависимости  (д) са описани от емпирични изрази:

За уран-235 5 (Д) = 2.416 + 0.1337 Д.;

За плутоний-239 9 (Д) = 2.862 + 0.1357 Д..

*) Неутронната енергия е заменена в [MEV].

По този начин стойността на постоянната , изчислена върху тези емпирични формули, при различни неутронни енергии, може да достигне следните стойности:

Така че, първата характеристика на неутроните на разделение, излъчвана в разделението на бетонови ядреиди, е характерна за тези нуклиди Средният брой неутрони на разделението, получено в акт на разделение.

Фактът, че за всички нуклиди \u003e 1 създава предпоставка за осъществимост верига Реакция на неутронна делене. Ясно е, че за изпълнение Самостоятелна реакция на веригата Необходимо е да се създадат условия един На неутроните, получени в актьорството непременно се нарича следващото разделение на друго ядро, и Почивка ( - 1) неутроните по някакъв начин Изключени от разделението на ядрата. В противен случай интензивността на разделенията на разделянето ще бъде лавина - като увеличение (което се провежда в. \\ T атомна бомба).

Тъй като сега е известно, че величината на постоянната Тя се увеличава с повишаване на енергията на неутронното разделение, възниква естествен въпрос: и с каква кинетична енергия роден Неутронно разделение?

Отговорът на този въпрос дава втората характеристика на неутронното разделение, наречено Енергиен спектър на неутронно разделение и представлявайки функцията на разпространение на неутронно разделение от техните кинетични енергии.

Ако е в един (1 cm 3) обемът на околната среда за известно време във времето н. неутрони разделянето на всички възможни енергии Нормален енергиен спектър - това е функция от стойността на ENERGY E, стойността, чиято с каквато и да е специфична стойност, показва, Каква част от (акция) на всички тези неутрони съставляват неутроните с енергиите на елементарния интервал де близо до енергия Д. С други думи, ние говорим за изразяване

Разпределението на неутроните на разделение на енергията е доста точно описано. Спектралната функция на вата (WATT):

н.(Д.) = 0.4839
, (2.2.2)

графичната илюстрация на която се сервира на фиг.2.8. На следващата страница.

Спектърът на Ват показва, че въпреки неутроните на разделенията и се раждат с най-различни енергии, разположени в много широк интервал, Повечето неутрони имат първоначална енергия, равен Д. nV. \u003d 0.7104 mev.съответстващ на максимума на спектралната функция на Watta. Като значение тази стойност - най-вероятното енергийно неутронно разделение.

Друга стойност, характеризираща енергийния спектър на делене неутрони - средната енергийна неутронна дивизия Това означава, че количеството енергия, което всеки неутрон на разделение би имал, ако цялата пълна реална енергия на всички неутрони, разделена на еднакво разделена между тях:

E cp \u003d e n (e) de /  n (e) de (2.2.3)

Замяна в (2.2.3) изрази (2.2.2) дава стойността на средната енергийна неутронна енергия

Д. вж. \u003d 2.0 mev.

И това означава, че почти всеки Роден е неутронно отделение бърз (т.е. с енергии Д. > 0.1 Мов). Но бързите неутрони с относително високи кинетични енергии се раждат малко (по-малко от 1%), въпреки че осезаемто количество неутрони на делене се появява с енергии до 18 - 20 Мов.

0 1 2 3 4 5 E, MEV

Фиг.2.8. Енергийният спектър на неутронното разделение е спектър от ритона.

Спектрите на неутронното отделение за различни разделителни нуклиди се различават един от друг. отрицателен. Например, за онези, които се интересуват от нас предимно на нуклидите от 235 U и 239 PU, величините на средните неутрони на енергия (коригирани според резултатите от физическите експерименти):

E cp \u003d 1.935 mev - за 235 u и e cp \u003d 2.00 mev - за 239 pu

Степента на средната енергия на спектъра на неутронното разделение се увеличава с увеличаване на неутронната енергия, причиняваща отделения, но това увеличение е незначително (Най-малкото до 10 до 12 MEV). Това дава възможност да не се вземат предвид и приблизително обмислянето на енергийния спектър на неутронното отделение Един за различни ядрени горива и за различни спектърни (бързи, междинни и термични) реактори.

За уран-238, въпреки праговия характер на неговото разделение, спектърът на неутронската дивизия също практически съвпада с израза (2.2.2) и зависимостта на средния брой неутронно разделение 8 от енергията на причиняване на неутронни дивизии - Също почти линейно на енергиите над прага ( Д. пс = 1.1 Мов):

8 (Д) = 2.409 + 0.1389Д.. (2.2.4)

2.2.3. Радиоактивност на дивизионните фрагменти. Вече е казано, че около 600 вида дивизионни фрагменти, различаващи се по масова и протонна такса, и това практически всичко Те са роденисилно развълнуван .

Делото става по-сложно от факта, че те носят значителна възбуда и след Излъчване на неутрони на разделение. Ето защо, в естествено желание за стабилност, те продължават да "нулират" над нивото на основното състояние на основното състояние, докато не бъде постигната това ниво.

Това нулиране се извършва чрез последователно излъчване от фрагменти от всички видове радиоактивни радиация (алфа, бета и гама радиация) и с различни фрагменти различни видове Радиоактивното разпад преминава в различни последователности и (поради разликите в стойностите на постоянното разпад ) до различна степен, разтегана във времето.

По този начин, не е само процес в работен ядрен реактор Натрупване Радиоактивни фрагменти, но и процесът на непрекъснато трансформация: Известен е голям брой. Вериги Следвайки взаимно трансформации, водещи до образуването на стабилни ядра, но всички тези процеси изискват различни времена, за някои вериги - много малки, а за други - доста дълго време.

Следователно радиоактивните излъчвания не само придружават реакцията на делене в Работа Реактор, но за дълго време те се излъчват с гориво след като е спряно.

Този фактор, първо, поражда специален вид физическа опасност - опасност Облъчване на персонала обслужваща инсталация на реактора, накратко радиационна опасност. Това принуждава дизайнерите на реактора да го предвидят Биологична защита Поставете го в областите, изолирани от околната среда и вземете редица други мерки, за да изключите възможността за опасно облъчване на хората и радиоактивното замърсяване.

Второ, след спиране на реактора, всички видове радиоактивни радиация, въпреки че те намаляват с интензивност, но продължават да взаимодействат с материалите на активната зона и, като фрагментите на разделението в началния период на свободното им съществуване, предават кинетиката си енергия към атомите на активната зона. Повишаване на средната си кинетична енергия. I.e. в реактора след спирането му остатъчна разсейване на топлина .

Лесно е да се разбере, че силата на остатъчната топлинна разсейване в реактора по време на стоп е пряко пропорционална на броя на натрупаните по време на експлоатацията на реактора към този момент, а неговата рецесия се определя допълнително от половината живот на тези фрагменти. От горното отрицателен Фактор поради радиоактивност на фрагментите на разделянето - необходимостдълъгпилинг активна зона на реактора след спирането му За да се облекчат остатъчните топлинни поколения и това се дължи на осезаемите разходи за електроенергия и теглото на двигателя на циркулационното оборудване.

По този начин, образуването на радиоактивни фрагменти в процеса на разделяне в реактора - явление, главно, ОтрицателенНо ... не силен без добър!

В радиоактивни трансформационни фрагменти от разделение могат да се видят положителен аспект, към който буквално ядрените реактори дължим тяхното съществуване . Факт е, че от голям набор от разделителни фрагменти има около 60 вида такива, които след първото  стават неутроактивен способни да излъчват така наречените закъснение Неутрон. Изоставането на неутроните в реактора се излъчва относително леко (приблизително 0,6% от общия брой на генерирани неутрон), но се дължи на тяхното съществуване възможно сигурно управление ядрен реактор; Това ще бъде убедено при изучаването на кинетиката на ядрен реактор.

2.2.4. Енергийно освобождаване по време на дивизията. Реакцията на ядрената делене във физиката е едно от визуалните потвърждения на хипотезата на А. Айнщайн за връзката на масата и енергията, която по отношение на основната дивизия е формулирана като:

Стойността, освободена в разделянето на енергийното ядро, е пряко пропорционална на степента на дефекта на масите, а коефициентът на пропорционалност в тази връзка е квадратът на скоростта на светлината:

E \u003d. гОСПОЖИЦА 2

При разделянето на ядрото на излишък (дефект) на масите се определя като разлика в сумите на маси за почивка на първоначалните продукти на реакцията на разделяне (т.е. ядрата и неутрон) и получените делене на ядрото (фрагменти от. \\ T Разделяне, неутрони на разделяне и други микрочастици, излъчвани както в процеса на разделяне, така и след него).

Спектроскопският анализ дава възможност да се установят повечето от делене продуктите и техните специфични резултати. На тази основа тя не се оказа толкова трудна за изчисляване Частни Величините на масовите дефекти с различни резултати от разделението на ядрата Uranium-235 и върху тях - за изчисляване Средната стойност, пусната в едно отделение на енергия, което се оказа близо до

mC. 2 \u003d 200 mev.

Достатъчно е да се сравни тази величина с освободената енергия в акта на един от най-ендотермичните Химически Реакции - Реакции на окисление на ракетно гориво (по-малко от 10 eV) - за разбиране, че на нивото на микромирните обекти (атоми, сърцевини) 200 Мов - много голяма енергия: Това е най-малко осем порядъка (100 милиона пъти) повече енергия, получена при химични реакции.

Енергията на разделянето е разпръсната от обема, където възникна основната дивизия чрез различни материали превозвачи: фрагменти от разделение, неутрони на разделяне,  и -частици, -кванти и дори неутрино и антинеутрино.

Разпределението на отдела на енергията между материални носители по време на разделяне на ядрата 235 U и 239 PU е дадено в таблица 2.1.

Таблица 2.1. Разпределение на енергийното разделение на ядрата на уран-235 и плутоний-239 между делене продукти.

Носители на отдела енергия

Плутация-239.

1. Кинетична енергия Разделяне на парчета

2. Kinetic Energy Neutron Division

3. Енергия Instant Gamma Quanta

4. Енергия -Quanta от делене продукти

5. Кинетична енергия -радиационни фрагменти

6. ENERGY ANTINERINO.

Различните компоненти на енергията на разделянето се трансформират в топлина не в същото време.

Първите три компонента са в топлина за по-малко от 0,1 ° С (преброяване от датата на разделение) и следователно се наричат незабавно генериране на топлина.

- и -лъчението на делене продукти се излъчват с развълнувани фрагменти с най-различен полуживот (от няколко акции от секунда до няколко десетки дни, ако вземете предвид само фрагменти забележим специфичен изход) и следователно споменати по-горе остатъчна разсейване на топлинакоето се дължи само на радиоактивни емисии на делене продукти, десетки дни след спиране на реактора.

*) При много приблизителни оценки, мощността на остатъчното разсейване на топлината в реактора след спиране намалява в първата минута - с 30-35%, след първия час на паркинга на реактора, той е приблизително 30% от захранването, върху което Реакторът работи преди спирането и след първия ден паркинг - около 25%. Ясно е, че спирането на принудителното охлаждане на реактора при такива условия не може да бъде реч, защото Дори краткосрочното прекратяване на циркулацията на охлаждащата течност в активната зона е изпълнено с опасност от термично унищожаване на фузел. Само след няколко дни принудени да намерят реактора, когато силата на остатъчното освобождаване на топлина намалява до нивото на охлаждащата течност поради естествената конвекция, циркулационните инструменти на първата верига могат да бъдат спрени.

Вторият практически инженер въпрос: където и коя част от енергията на разделянето се трансформира в топлина в реактора? - Тъй като това се дължи на необходимостта от организиране на балансиран радиатор от различните вътрешни части, декорирани в различни технологични структури.

Композиция за гориво, който съдържа разделителни нуклиди, се съдържа в запечатани черупки, които предотвратяват изхода на получените фрагменти от горивния състав на горивните елементи (подложките) на охлаждащата течност. И ако фрагментите на разделението в работен реактор не оставят двете, е ясно, че кинетичните енергии на фрагменти и леко тънки частици се превръщат в топлина Вътре в Fwells..

Енергиите на неутроните на разделението и -лъчението се превръщат в топлина само в рамките на подстровът Частично: Проникващата способност на неутроните и -радиацията генерира Ugra. По-голямата част от първоначалната си кинетична енергия от техните места за раждане.

Познаването на точната стойност на енергията на разделянето и нейния дял от получената топлина в рамките на подложките е важна, което ви позволява да изчислите друга почти важна характеристика Специфична разсейване на топлината на горивото в горивото за гориво (q. в.).

Например, ако е известно, че 1 cm 3 от горивния състав на TWELE за 1 час се появява R. е. разделенията на ядрата Uranium-235 е очевидно: количеството на топлинната енергия, генерирано на всеки секунда в този обема на единица (\u003d термична мощност 1 cm 3 гориво) - и има специфично обемно освобождаване на топлината (или. \\ T Енергийна индустрия) Горивото и тази стойност ще бъде равна на: \\ t

q. в. = 0.9 . Д. . R. е. (2.2.5)

Делът на енергията на разделянето, получен под формата на топлина от подложките в активната зона на реактора, зависи от нейния тип и устройство и се намира в рамките на (6  9)% от общата енергийна дивизия. (Например във VVER-1000, тази стойност е приблизително 8.3%, а RBMK-1000 е около 7%).

По този начин, делът на пълното разсейване на топлината в количеството на активната зона от цялата отделна енергия е 0.96  0.99, т.е. с техническа степен на точност Съвпада с общата енергийна дивизия.

Оттук и другите технически характеристики на активната зона на реактора:

- средни енергийни дейности на активната зона(q V) AZ - топлинна енергия, получена в единица активна зона:

(q v) az \u003d (0.96-0.99) Д. . R. е.Д. . R. е. (2.2.6)

Тъй като енергията в 1 Мов В системната система съответства на 1.602. 10 -13. Й., след това величината на енергийния поглед към активната зона на реактора:

(Q V) AZ  3.204. 10 -11. R. е. .

Следователно, ако стойността на средната стойност по отношение на активната зона на енергийния поглед е известна, тогава Реактор за термична мощностОчевидно ще бъде:

Q. пс. \u003d (Q v) az. В. aZ.  3.204. 10 -11. . R. е. . В. aZ. [T.] (2.2.7)

Топлинната мощност на реактора е пряко пропорционална средна скорост

реакциите на делене в активната зона.

Практическа последица : Искам реакторът да работипостоянно ниво на мощност? - Създават в него такива условия, така че реакцията на делене в активната зона да продължи с непроменена средната скорост на време. Трябва да се увеличи (намали) мощност на реактора? - Намерете методи за подходящо увеличаване (или намалете) скоростта на реакцията де .Това е основният смисъл на контрола на мощността на ядрен реактор.

Разглежданите отношения и заключения изглеждат очевидни само в най-простия случай, когато горивният компонент в реактора е един уран-235. Въпреки това, повтаряне на мотивите за реактора с многокомпонентен Горивът е лесен за проверка в пропорционалността на средната скорост на реакция на делене и термичната мощност на реактора в най-общия случай.

По този начин, термичната сила на реактора и Разпределение на разсейването на топлината в активната си зона Директната пропорционална зависимост е свързана с разпределението на скоростта на реакция на делене върху обема на горивния състав на активната зона на реактора.

Но от това, което е казано, също е ясно, че скоростта на делене реакция трябва да бъдат свързани с броя на свободните неутрони в средата на активната зонаТъй като те са (свободни неутрони) причиняват реакции на делене, радиационно улавяне, разсейване и други неутронни реакции. С други думи, скоростта на реакция на делене, освобождаването на енергия в активната зона и термичната мощност на реактора трябва изрично да бъдат свързани с Характеристики на неутронното поле в обема си.