Ядролық реакторлар
Кіріспе ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... 5
І . тарау. Ядролық реакторлар ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... .8
1.1 Ядролық реакциялар ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... 8
1.2. Ядролық реакцияларда сақталу заңдары ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ..11
1.3 Ядролық реакциялардағы энергияның түрленуі ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... .14
1.4 Тізбекті реакция ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ..15
1.5 Әр түрлі энергиядағы нейтрондардың қасиеті ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... 27
1.6 Уран ядроларының бөлінуі ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... 32
1.7 Графит діңгектерінің нейтронды жұту ықтималдығы ... ... ... ... ... ... ... ... ...35
ІІ . тарау. Атомдық электростанциялардың қауіпсіздігі ... ... ... ... ... ... ... ...38
2.1 Дүние жүзінде пайдаланылатын зерттеу реакторлары ... ... ... ... ... ... ... ... ...38
2.2 Пайдалану кезіндегі шаралар ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... 42
2.3 Апаттық күйдің болатыны туралы берілген «белгі» мен оған «жауап»
арасындағы уақытты үйлестіру мәселелері ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... 46
2.4 Ядролық энергетика дамуындағы болашақ бағыттар ... ... ... ... ... ... ... ... ... 51
Қорытынды ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ..57
Пайдаланылған әдебиеттер ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ...58
І . тарау. Ядролық реакторлар ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... .8
1.1 Ядролық реакциялар ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... 8
1.2. Ядролық реакцияларда сақталу заңдары ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ..11
1.3 Ядролық реакциялардағы энергияның түрленуі ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... .14
1.4 Тізбекті реакция ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ..15
1.5 Әр түрлі энергиядағы нейтрондардың қасиеті ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... 27
1.6 Уран ядроларының бөлінуі ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... 32
1.7 Графит діңгектерінің нейтронды жұту ықтималдығы ... ... ... ... ... ... ... ... ...35
ІІ . тарау. Атомдық электростанциялардың қауіпсіздігі ... ... ... ... ... ... ... ...38
2.1 Дүние жүзінде пайдаланылатын зерттеу реакторлары ... ... ... ... ... ... ... ... ...38
2.2 Пайдалану кезіндегі шаралар ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... 42
2.3 Апаттық күйдің болатыны туралы берілген «белгі» мен оған «жауап»
арасындағы уақытты үйлестіру мәселелері ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... 46
2.4 Ядролық энергетика дамуындағы болашақ бағыттар ... ... ... ... ... ... ... ... ... 51
Қорытынды ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ..57
Пайдаланылған әдебиеттер ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ...58
Кіріспе
Қазақстан энергетикалық қажеттілікті шешу жолында көп ізденістер жасап жатыр. Соның ішінде қазіргі кезде қолданылып жатқан энергия көздері негізінде мұнай мен көмір. Аздап су электр станциялары бар. Өз орнын қайта толтыра алатын энергия көздерін де іздеп жатыр. (Күн, жел, майлы дақылдар тағы басқа). Бұлардың бәрі қаулап өсіп келе жатқан энергия тапшылығын ойдағыдай толтыра алмасы анық. Ал мұнай мен көмір экологиялық лас болғаны былай тұрсын, көп кешікпей олардың жер қойнауындағы қоры да таусылады, сондықтан қазір Қазақстан ғана емес, бүкіл дүние жүзі келешектің энергия көзі ретінде ядролық энергияға көз салып отыр. Ядролық энергияны пайдалану өткен ғасырдың 50 - ші жылдары басталды. Жарты ғасырдан артық уақыт ішінде 1500 - ден артық ядролық қондырғылар іске қосылды. Оның жартысына жуығы жер бетіндегі жылжымайтын (стационар) қондырғылар болса, жартысынан көбі суда жүзетін корабльдер мен сүңгуір қайықтарда орналасқан. Франция энергия қажеттілігінің 80 пайызын ядролық реакторларда өндіреді, (Францияда жылжымайтын 59 ядролық қондырғы бар). Европаның Англия, Германия, Бельгия сияқты елдерінде энергетикалық қажеттіліктің жартысына жуығын ядролық реакторлар қамтамасыз етеді. Оның үстіне ол реакторлардың көбісі отын ретінде изотопын пайдаланады. Бұл изотоптың жер қыртысындағы қоры жер бетін 2500 - 3000 жылдай энергиямен қамтамасыз етуге жетеді. Олай болса Қазақстан да осы көшке ілесуі қажет, яғни негізгі энергия көзі ретінде уранды пайдалануы керек. Оның үстіне Қазақстан уран қоры бойынша дүние жүзіндегі ең қоры көп 10 елдің қатарында. Бірақ, елімізде ядролық энергетика қажетті деңгейде дамымаған. (Ақтау қаласындағы БН - 350 жылдам нейтронмен жұмыс істейтін, бірақ қазір жабылып орнына басқа типті реактор салынып жатқан реакторды, Курчатов қаласындағы ғылыми - зерттеу жұмыстарын жүргізуге арналған екі реактор мен Алматыдағы бір реакторды есепке алмағанда).
Сонымен біз: «қай елдің, қай фирманың жасаған реакторы жақсы, біздің қажеттілігімізді қанағаттандырады?» - деген сұраққа жанталаса жауап іздеудеміз. Ол жауапты біз үшін басқа елдердің сараптамашылары жасай алмайды. Бұл жерде біздің елдің мүддесін қорғайтын адам керек. Ол адам тұқым - тұяғы осы жерде өсіп - өнетін, келешегін осы елмен ғана байланыстырған адамдар болуы қажет. Реактор таңдаудың әдістеріне сараптама жасап, көп еңбек еткен сондай мамандардың бірі - біздің отандасымыз Ғаділбек Батырбеков [1]. Ғалым әлемдегі негізгі 19 типті реакторға сараптама жасаған және реакторды таңдаудың 15 түрлі критерийін ұсынған. Реактор таңдаудағы кездесетін проблемаларға мұқият тоқталған. Олар мыналар:
• Елімізде салынатын АЭС - терге қойылатын бірінші және негізгі талап – олардың қауіпсіздігі. Жай ғана қауіпсіздік емес, ХХІ ғасырда адам баласының ақыл - ойының жеткен ең жоғарғы қауіпсіздігімен қамтамасыз етілген АЭС.
• Жоғарғы радиоактивті қоқыстарды көму, сақтау проблемасы.
• «Радиоүрейден» арылу проблемасы. Қазақстанда 1949 - 1991 жылдар аралығында ядролық қаруды сынайтын бірнеше сынақ алаңдары болды (Семей, Капустин - яр, үстірт, т.б.). Ол полигондардың маңайындағы тұрғындар ядролық сәулелерден зардап шекті. Халық арасында «ядро», «радиоактивтілік» деген тіркестер үрей туғызады. Ядролық энергетикада «ядролық реактор», «белсенді аймақ», «радиоактивтілік қоқыс» деген сөздер жиі кездесетін болғандықтан, атом электр станциясын қарапайым халық басымызға төніп тұрған тажал деп қабылдайтыны сөзсіз. Ал ғылыми тұрғыдан қарағанда ядролық реактор атом бомбасы емес, реактор орналасқан жер сынақ алаңы емес, керісінше бұл ең экологиялық таза, жоғары технологиялық өндіріс екенін халыққа түсіндіру, соның нәтижесінде жылдар бойы қалыптасқан үрейден елді арылту мәселесі қиын мәселелердің бірі болып табылады.
• Кадрларды дайындау. Атом өнеркәсібі мен атом энергетикасы үшін ғылыми және техникалық мамандарды дайындау тұрақты, үздіксіз, мәңгі іске асырылып, уақыт талабына сай үнемі жаңартылып отыратын жалпы халықтық, мемлекеттік іске айналуы қажет. Бұл міндетті орындау үшін университеттерде, техникалық жоғарғы оқу орындарында «атом өнеркәсібі», «ядролық реакторлар және энергетикалық қондырғылар» деген мамандықтарға мемлекеттік грант бөліп, кадрлар дайындауды кейінге қалдырмай бастау керек. Ол мамандықтарды бітірушілер келешекте атом электр станцияларын жобалайтын, құрастыратын, сынақтан өткізіп пайдаланатын мамандар болып дайындықтан өтуі тиіс.
Міне, осы мамандардың ішінен бізге қажетті реакторларды басқа елден сатып алуға сараптама жасайтын, яғни елімізге реактор таңдайтын, халқына, жеріне шынайы жаны ашитын және дүние жүзіндегі жасалынып жатқан реакторлардың қыр - сырын білетін әрі ғалым, әрі тәжірибесі мол адамдар шығады. Ондай адамды ешбір ел бізге дайындап бермейді. Оның үстіне ондай маманды дайындайтын елдер, әдетте, реакторды өздері жобалап, орнатып, пайдаланып жатқан елдер болары сөзсіз. Ал біз болсақ сондай елдердің бірінен реакторды сатып алып, жерімізге орналастыруды жоспарлап отырмыз. Басқаша айтқанда бізге реактор сататын елден оның сататын реакторына сын көзбен қарайтын маманды да дайындап бер деп сұрамақшымыз. Олар үшін бұл өтінішті адал орындау өте қиынға соғады, себебі олар товар сататын ел, біз сол товарды сатып алушы елміз. Сондықтан кімге болса да өзі шығарған өнімнің қыр - сырын жетік білетін адамды сатып алушыға дайындап беру ол елге көмектесу деген сөз. Басқаша айтқанда сатушы сатып алушыға өз товарының жаман жағын жариялаумен бірдей. Сондықтан таңдаушыны товарға мүдделі ел өзі дайындауы қажет. Ол үшін сол товардың дұрыстау дегенін тәуекелге бел байлап біреуін сатып алу керек. Ол, әрине біздің энергетикалық мұқтаждығымызды ашпайды, ол реакторды жан - жақты тәжірибе жинақтап, өзгертулер енгізіп, ғылыми ізденістерді қалағанымызша жүргізу үшін сатып алуымыз мүмкін.
Дипломның бірінші бөлімінде ядролық реакциялар, ядролық реакцияларда сақталу заңдары, ядролық реакциялардағы энергияның түрленуі, тізбекті реакция, әр түрлі энергиядағы нейтрондардың қасиеті, нейтрондардың әсерінен болатын ядролық реакциялар, графит діңгектерінің нейтронды жұту ықтималдығы, изотопын пайдаланудың ұтымды жақтары берілген. Ал екінші бөлімде дүние жүзінле пайдаланылатын зерттеу реакторлары, атом электростанциясын пайдалану кезіндегі шаралар, апаттық күйдің болатыны туралы берілген «белгі» мен оған жауап арасындағы уақытты үйлестіру мәселелері, ядролық энергетика дамуындағы болашақ бағыттар туралы мәліметтер келтірілген. Оларға жасалған сараптамалар, қажетті есептердің нәтижелері көрсетілген.
Қорытынды біз жасаған сараптамаларға сүйене отырып ұсыныстар берілген. Соңында пайдаланған әдебиеттер тізімі көрсетілген.
Қазақстан энергетикалық қажеттілікті шешу жолында көп ізденістер жасап жатыр. Соның ішінде қазіргі кезде қолданылып жатқан энергия көздері негізінде мұнай мен көмір. Аздап су электр станциялары бар. Өз орнын қайта толтыра алатын энергия көздерін де іздеп жатыр. (Күн, жел, майлы дақылдар тағы басқа). Бұлардың бәрі қаулап өсіп келе жатқан энергия тапшылығын ойдағыдай толтыра алмасы анық. Ал мұнай мен көмір экологиялық лас болғаны былай тұрсын, көп кешікпей олардың жер қойнауындағы қоры да таусылады, сондықтан қазір Қазақстан ғана емес, бүкіл дүние жүзі келешектің энергия көзі ретінде ядролық энергияға көз салып отыр. Ядролық энергияны пайдалану өткен ғасырдың 50 - ші жылдары басталды. Жарты ғасырдан артық уақыт ішінде 1500 - ден артық ядролық қондырғылар іске қосылды. Оның жартысына жуығы жер бетіндегі жылжымайтын (стационар) қондырғылар болса, жартысынан көбі суда жүзетін корабльдер мен сүңгуір қайықтарда орналасқан. Франция энергия қажеттілігінің 80 пайызын ядролық реакторларда өндіреді, (Францияда жылжымайтын 59 ядролық қондырғы бар). Европаның Англия, Германия, Бельгия сияқты елдерінде энергетикалық қажеттіліктің жартысына жуығын ядролық реакторлар қамтамасыз етеді. Оның үстіне ол реакторлардың көбісі отын ретінде изотопын пайдаланады. Бұл изотоптың жер қыртысындағы қоры жер бетін 2500 - 3000 жылдай энергиямен қамтамасыз етуге жетеді. Олай болса Қазақстан да осы көшке ілесуі қажет, яғни негізгі энергия көзі ретінде уранды пайдалануы керек. Оның үстіне Қазақстан уран қоры бойынша дүние жүзіндегі ең қоры көп 10 елдің қатарында. Бірақ, елімізде ядролық энергетика қажетті деңгейде дамымаған. (Ақтау қаласындағы БН - 350 жылдам нейтронмен жұмыс істейтін, бірақ қазір жабылып орнына басқа типті реактор салынып жатқан реакторды, Курчатов қаласындағы ғылыми - зерттеу жұмыстарын жүргізуге арналған екі реактор мен Алматыдағы бір реакторды есепке алмағанда).
Сонымен біз: «қай елдің, қай фирманың жасаған реакторы жақсы, біздің қажеттілігімізді қанағаттандырады?» - деген сұраққа жанталаса жауап іздеудеміз. Ол жауапты біз үшін басқа елдердің сараптамашылары жасай алмайды. Бұл жерде біздің елдің мүддесін қорғайтын адам керек. Ол адам тұқым - тұяғы осы жерде өсіп - өнетін, келешегін осы елмен ғана байланыстырған адамдар болуы қажет. Реактор таңдаудың әдістеріне сараптама жасап, көп еңбек еткен сондай мамандардың бірі - біздің отандасымыз Ғаділбек Батырбеков [1]. Ғалым әлемдегі негізгі 19 типті реакторға сараптама жасаған және реакторды таңдаудың 15 түрлі критерийін ұсынған. Реактор таңдаудағы кездесетін проблемаларға мұқият тоқталған. Олар мыналар:
• Елімізде салынатын АЭС - терге қойылатын бірінші және негізгі талап – олардың қауіпсіздігі. Жай ғана қауіпсіздік емес, ХХІ ғасырда адам баласының ақыл - ойының жеткен ең жоғарғы қауіпсіздігімен қамтамасыз етілген АЭС.
• Жоғарғы радиоактивті қоқыстарды көму, сақтау проблемасы.
• «Радиоүрейден» арылу проблемасы. Қазақстанда 1949 - 1991 жылдар аралығында ядролық қаруды сынайтын бірнеше сынақ алаңдары болды (Семей, Капустин - яр, үстірт, т.б.). Ол полигондардың маңайындағы тұрғындар ядролық сәулелерден зардап шекті. Халық арасында «ядро», «радиоактивтілік» деген тіркестер үрей туғызады. Ядролық энергетикада «ядролық реактор», «белсенді аймақ», «радиоактивтілік қоқыс» деген сөздер жиі кездесетін болғандықтан, атом электр станциясын қарапайым халық басымызға төніп тұрған тажал деп қабылдайтыны сөзсіз. Ал ғылыми тұрғыдан қарағанда ядролық реактор атом бомбасы емес, реактор орналасқан жер сынақ алаңы емес, керісінше бұл ең экологиялық таза, жоғары технологиялық өндіріс екенін халыққа түсіндіру, соның нәтижесінде жылдар бойы қалыптасқан үрейден елді арылту мәселесі қиын мәселелердің бірі болып табылады.
• Кадрларды дайындау. Атом өнеркәсібі мен атом энергетикасы үшін ғылыми және техникалық мамандарды дайындау тұрақты, үздіксіз, мәңгі іске асырылып, уақыт талабына сай үнемі жаңартылып отыратын жалпы халықтық, мемлекеттік іске айналуы қажет. Бұл міндетті орындау үшін университеттерде, техникалық жоғарғы оқу орындарында «атом өнеркәсібі», «ядролық реакторлар және энергетикалық қондырғылар» деген мамандықтарға мемлекеттік грант бөліп, кадрлар дайындауды кейінге қалдырмай бастау керек. Ол мамандықтарды бітірушілер келешекте атом электр станцияларын жобалайтын, құрастыратын, сынақтан өткізіп пайдаланатын мамандар болып дайындықтан өтуі тиіс.
Міне, осы мамандардың ішінен бізге қажетті реакторларды басқа елден сатып алуға сараптама жасайтын, яғни елімізге реактор таңдайтын, халқына, жеріне шынайы жаны ашитын және дүние жүзіндегі жасалынып жатқан реакторлардың қыр - сырын білетін әрі ғалым, әрі тәжірибесі мол адамдар шығады. Ондай адамды ешбір ел бізге дайындап бермейді. Оның үстіне ондай маманды дайындайтын елдер, әдетте, реакторды өздері жобалап, орнатып, пайдаланып жатқан елдер болары сөзсіз. Ал біз болсақ сондай елдердің бірінен реакторды сатып алып, жерімізге орналастыруды жоспарлап отырмыз. Басқаша айтқанда бізге реактор сататын елден оның сататын реакторына сын көзбен қарайтын маманды да дайындап бер деп сұрамақшымыз. Олар үшін бұл өтінішті адал орындау өте қиынға соғады, себебі олар товар сататын ел, біз сол товарды сатып алушы елміз. Сондықтан кімге болса да өзі шығарған өнімнің қыр - сырын жетік білетін адамды сатып алушыға дайындап беру ол елге көмектесу деген сөз. Басқаша айтқанда сатушы сатып алушыға өз товарының жаман жағын жариялаумен бірдей. Сондықтан таңдаушыны товарға мүдделі ел өзі дайындауы қажет. Ол үшін сол товардың дұрыстау дегенін тәуекелге бел байлап біреуін сатып алу керек. Ол, әрине біздің энергетикалық мұқтаждығымызды ашпайды, ол реакторды жан - жақты тәжірибе жинақтап, өзгертулер енгізіп, ғылыми ізденістерді қалағанымызша жүргізу үшін сатып алуымыз мүмкін.
Дипломның бірінші бөлімінде ядролық реакциялар, ядролық реакцияларда сақталу заңдары, ядролық реакциялардағы энергияның түрленуі, тізбекті реакция, әр түрлі энергиядағы нейтрондардың қасиеті, нейтрондардың әсерінен болатын ядролық реакциялар, графит діңгектерінің нейтронды жұту ықтималдығы, изотопын пайдаланудың ұтымды жақтары берілген. Ал екінші бөлімде дүние жүзінле пайдаланылатын зерттеу реакторлары, атом электростанциясын пайдалану кезіндегі шаралар, апаттық күйдің болатыны туралы берілген «белгі» мен оған жауап арасындағы уақытты үйлестіру мәселелері, ядролық энергетика дамуындағы болашақ бағыттар туралы мәліметтер келтірілген. Оларға жасалған сараптамалар, қажетті есептердің нәтижелері көрсетілген.
Қорытынды біз жасаған сараптамаларға сүйене отырып ұсыныстар берілген. Соңында пайдаланған әдебиеттер тізімі көрсетілген.
Пайдаланылған әдебиеттер:
1. Г.А.Батырбеков, У.М.Маханов. Системный сопастовительный анализ проектов современных атомных электростанций с ядерными реакторами типа PWR и ВВЭР и ядерных топливных циклов разных стран. Алматы, 2006, 469 стр.
2. “Ежегодный бюллетень о контроле над эксплуатацией объектов атомной энергетики и пр”. октябрь 2003г.
3. М.А.Жусупов, А.В.Юшков. Физика атомных ядер. том3, Алматы, 2007, 736 стр.
4. М.А.Ястребенецкий, В.Н.Васильченко, С.В.Виноградская, В.М.Гольдрин, Ю.В.Розен, Л.И.Спектор, В.С.Харченко. Безопасность атомных станций «Информационные и управляющие системы». Киев «Техника» 2004, 94,97 стр.
5. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88/97). НП-001-97 (ПНАЭГ-01-001-97).-М., 1999.
6. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88). ПНАЭГ-1-011-89).-М: Энергоатомиздат, 1990.
7. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. НП 306.1.02/1.034-2000.-К.: Гос.админстрация ядерного регулирования, 2000.
8. Гордон Б.Г. Понятия безопасности при использовании атомной энергии// Вестн. Госатомнадзора России.-2001.-№2
9. Исаев А. МАГАТЭ и вопросы обеспечения безопасности. Специфические принципы безопасности // Атомная техника за рубежом.-2001.-№9.-С.3-8.
10. Смайлов О.Б. Безопасность ядерных энергетических установок/ О.Б.Смайлов, Г.Б.Усынин, А.М. Бахметьев.-М.:Энергоатомиздат, 1989.-280 с.
11. Сидоренко В.А. О консепции безопасности ядерной энергетики // Атомная энергия.-1998.-Т.85, вып.4.-С.303-312.
12.Глухов Ю.А., Радуков В.П., Артемов К.П., Демьянова С.А., Оглоблин А.А., Гончаров С.А., Изадпанах А. Ядер. физ. 2007. 70, №1. 4 – 10. Рус.; рез. англ.
13.Дубовиченко С.Б. Изв. Вузов. Физ. 2007. 50, №6. 74 – 79. Рус.
14.Дубовиченко С.Б. Ядер. физ. 2008. 71, №1. 66 – 75. Рус. ; рез. англ.
15.Полный эксперимент. Фингер Мих. Письма в ЭЧАЯ / ОИЯИ. 2007. 4, №6. 840 – 846. Рус.; рез. англ.
1. Г.А.Батырбеков, У.М.Маханов. Системный сопастовительный анализ проектов современных атомных электростанций с ядерными реакторами типа PWR и ВВЭР и ядерных топливных циклов разных стран. Алматы, 2006, 469 стр.
2. “Ежегодный бюллетень о контроле над эксплуатацией объектов атомной энергетики и пр”. октябрь 2003г.
3. М.А.Жусупов, А.В.Юшков. Физика атомных ядер. том3, Алматы, 2007, 736 стр.
4. М.А.Ястребенецкий, В.Н.Васильченко, С.В.Виноградская, В.М.Гольдрин, Ю.В.Розен, Л.И.Спектор, В.С.Харченко. Безопасность атомных станций «Информационные и управляющие системы». Киев «Техника» 2004, 94,97 стр.
5. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88/97). НП-001-97 (ПНАЭГ-01-001-97).-М., 1999.
6. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций (ОПБ-88). ПНАЭГ-1-011-89).-М: Энергоатомиздат, 1990.
7. Общие положения обеспечения безопасности атомных станций. НП 306.1.02/1.034-2000.-К.: Гос.админстрация ядерного регулирования, 2000.
8. Гордон Б.Г. Понятия безопасности при использовании атомной энергии// Вестн. Госатомнадзора России.-2001.-№2
9. Исаев А. МАГАТЭ и вопросы обеспечения безопасности. Специфические принципы безопасности // Атомная техника за рубежом.-2001.-№9.-С.3-8.
10. Смайлов О.Б. Безопасность ядерных энергетических установок/ О.Б.Смайлов, Г.Б.Усынин, А.М. Бахметьев.-М.:Энергоатомиздат, 1989.-280 с.
11. Сидоренко В.А. О консепции безопасности ядерной энергетики // Атомная энергия.-1998.-Т.85, вып.4.-С.303-312.
12.Глухов Ю.А., Радуков В.П., Артемов К.П., Демьянова С.А., Оглоблин А.А., Гончаров С.А., Изадпанах А. Ядер. физ. 2007. 70, №1. 4 – 10. Рус.; рез. англ.
13.Дубовиченко С.Б. Изв. Вузов. Физ. 2007. 50, №6. 74 – 79. Рус.
14.Дубовиченко С.Б. Ядер. физ. 2008. 71, №1. 66 – 75. Рус. ; рез. англ.
15.Полный эксперимент. Фингер Мих. Письма в ЭЧАЯ / ОИЯИ. 2007. 4, №6. 840 – 846. Рус.; рез. англ.
1. Дипломдық жұмыс:
2. Түйінді сөздер: ТІЗБЕКТІ РЕАКЦИЯ, СЫНДЫҚ МАССА, НЕЙТРОН, ЯДРОЛЫҚ
РЕАКТОР, БЕЛСЕНДІ АЙМАҚ, КӨБЕЮ КОЭФФИЦИЕНТІ, БАЯУ НЕЙТРОНДАР, ЖЫЛДАМ
НЕЙТРОНДАР .
3. Зерттеу объектісі: энергетикалық ядролық реактор
4. Жұмыстың мақсаты: энергетикалық ядролық реактордың қауіпсіздігін
қамтамасыз ететін ғылыми - техникалық құрал - жабдықтар мен
қолданыстағы әдістерге сараптама жасай отырып олардың ішіндегі осал
жерлерін анықтау, байқалған олқылықтардың орнын толтыру амалдарын
ұсыну.
5. Зерттеу әдісі: Теориялық есептеулер жүргізу, салыстыру.
МАЗМҰНЫ
Кіріспе
... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ..
... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... .5
І - тарау. Ядролық
реакторлар ... ... ... ... ... ... . ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ..
... ... ...8
1.1 Ядролық
реакциялар ... ... ... ... ... ... . ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ..
... ... ... ... ... ... ..8
1.2. Ядролық реакцияларда сақталу
заңдары ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ..11
1.3 Ядролық реакциялардағы энергияның
түрленуі ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ..14
1.4 Тізбекті
реакция ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ..
... ... ... ... ... ... ... .15
1.5 Әр түрлі энергиядағы нейтрондардың
қасиеті ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... 27
1.6 Уран ядроларының
бөлінуі ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ..
... ... ...32
1.7 Графит діңгектерінің нейтронды жұту ықтималдығы
... ... ... ... ... ... ... ... ... 35
ІІ - тарау. Атомдық электростанциялардың қауіпсіздігі
... ... ... ... ... ... ... ...38
2.1 Дүние жүзінде пайдаланылатын зерттеу
реакторлары ... ... ... ... ... ... ... ... ...38
2.2 Пайдалану кезіндегі
шаралар ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ..
... ...42
2.3 Апаттық күйдің болатыны туралы берілген белгі мен оған жауап
арасындағы уақытты үйлестіру
мәселелері ... ... ... ... ... ... . ... ... ... ... ... ... ...46
2.4 Ядролық энергетика дамуындағы болашақ
бағыттар ... ... ... ... ... ... ... ... ... .51
Қорытынды ... ... ... ... ... ... .. ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ..
... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... 57
Пайдаланылған
әдебиеттер ... ... ... ... ... ... . ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ..
... ... ... ... ... .58
Қысқартылған сөздер
АБЖ – Ақпаратты басқару жүйесі
АЭС - Атом электр станциясы
ЖСЭл – Жылу салушы элемент
ЖБЭл – Жылу бөлгіш элемент
ЖШЭл – Жылу шығарғыш элемент
МАГАТЭ - Международное агентство по атомной энергии
Кіріспе
Қазақстан энергетикалық қажеттілікті шешу жолында көп ізденістер жасап
жатыр. Соның ішінде қазіргі кезде қолданылып жатқан энергия көздері
негізінде мұнай мен көмір. Аздап су электр станциялары бар. Өз орнын қайта
толтыра алатын энергия көздерін де іздеп жатыр. (Күн, жел, майлы дақылдар
тағы басқа). Бұлардың бәрі қаулап өсіп келе жатқан энергия тапшылығын
ойдағыдай толтыра алмасы анық. Ал мұнай мен көмір экологиялық лас болғаны
былай тұрсын, көп кешікпей олардың жер қойнауындағы қоры да таусылады,
сондықтан қазір Қазақстан ғана емес, бүкіл дүние жүзі келешектің энергия
көзі ретінде ядролық энергияға көз салып отыр. Ядролық энергияны пайдалану
өткен ғасырдың 50 - ші жылдары басталды. Жарты ғасырдан артық уақыт ішінде
1500 - ден артық ядролық қондырғылар іске қосылды. Оның жартысына жуығы жер
бетіндегі жылжымайтын (стационар) қондырғылар болса, жартысынан көбі суда
жүзетін корабльдер мен сүңгуір қайықтарда орналасқан. Франция энергия
қажеттілігінің 80 пайызын ядролық реакторларда өндіреді, (Францияда
жылжымайтын 59 ядролық қондырғы бар). Европаның Англия, Германия, Бельгия
сияқты елдерінде энергетикалық қажеттіліктің жартысына жуығын ядролық
реакторлар қамтамасыз етеді. Оның үстіне ол реакторлардың көбісі отын
ретінде изотопын пайдаланады. Бұл изотоптың жер қыртысындағы қоры жер
бетін 2500 - 3000 жылдай энергиямен қамтамасыз етуге жетеді. Олай болса
Қазақстан да осы көшке ілесуі қажет, яғни негізгі энергия көзі ретінде
уранды пайдалануы керек. Оның үстіне Қазақстан уран қоры бойынша дүние
жүзіндегі ең қоры көп 10 елдің қатарында. Бірақ, елімізде ядролық
энергетика қажетті деңгейде дамымаған. (Ақтау қаласындағы БН - 350 жылдам
нейтронмен жұмыс істейтін, бірақ қазір жабылып орнына басқа типті реактор
салынып жатқан реакторды, Курчатов қаласындағы ғылыми - зерттеу жұмыстарын
жүргізуге арналған екі реактор мен Алматыдағы бір реакторды есепке
алмағанда).
Сонымен біз: қай елдің, қай фирманың жасаған реакторы жақсы, біздің
қажеттілігімізді қанағаттандырады? - деген сұраққа жанталаса жауап
іздеудеміз. Ол жауапты біз үшін басқа елдердің сараптамашылары жасай
алмайды. Бұл жерде біздің елдің мүддесін қорғайтын адам керек. Ол адам
тұқым - тұяғы осы жерде өсіп - өнетін, келешегін осы елмен ғана
байланыстырған адамдар болуы қажет. Реактор таңдаудың әдістеріне сараптама
жасап, көп еңбек еткен сондай мамандардың бірі - біздің отандасымыз
Ғаділбек Батырбеков [1]. Ғалым әлемдегі негізгі 19 типті реакторға
сараптама жасаған және реакторды таңдаудың 15 түрлі критерийін ұсынған.
Реактор таңдаудағы кездесетін проблемаларға мұқият тоқталған. Олар мыналар:
• Елімізде салынатын АЭС - терге қойылатын бірінші және негізгі талап –
олардың қауіпсіздігі. Жай ғана қауіпсіздік емес, ХХІ ғасырда адам
баласының ақыл - ойының жеткен ең жоғарғы қауіпсіздігімен қамтамасыз
етілген АЭС.
• Жоғарғы радиоактивті қоқыстарды көму, сақтау проблемасы.
• Радиоүрейден арылу проблемасы. Қазақстанда 1949 - 1991 жылдар
аралығында ядролық қаруды сынайтын бірнеше сынақ алаңдары болды
(Семей, Капустин - яр, үстірт, т.б.). Ол полигондардың маңайындағы
тұрғындар ядролық сәулелерден зардап шекті. Халық арасында ядро,
радиоактивтілік деген тіркестер үрей туғызады. Ядролық энергетикада
ядролық реактор, белсенді аймақ, радиоактивтілік қоқыс деген
сөздер жиі кездесетін болғандықтан, атом электр станциясын қарапайым
халық басымызға төніп тұрған тажал деп қабылдайтыны сөзсіз. Ал ғылыми
тұрғыдан қарағанда ядролық реактор атом бомбасы емес, реактор
орналасқан жер сынақ алаңы емес, керісінше бұл ең экологиялық таза,
жоғары технологиялық өндіріс екенін халыққа түсіндіру, соның
нәтижесінде жылдар бойы қалыптасқан үрейден елді арылту мәселесі қиын
мәселелердің бірі болып табылады.
• Кадрларды дайындау. Атом өнеркәсібі мен атом энергетикасы үшін ғылыми
және техникалық мамандарды дайындау тұрақты, үздіксіз, мәңгі іске
асырылып, уақыт талабына сай үнемі жаңартылып отыратын жалпы
халықтық, мемлекеттік іске айналуы қажет. Бұл міндетті орындау үшін
университеттерде, техникалық жоғарғы оқу орындарында атом
өнеркәсібі, ядролық реакторлар және энергетикалық қондырғылар
деген мамандықтарға мемлекеттік грант бөліп, кадрлар дайындауды
кейінге қалдырмай бастау керек. Ол мамандықтарды бітірушілер
келешекте атом электр станцияларын жобалайтын, құрастыратын, сынақтан
өткізіп пайдаланатын мамандар болып дайындықтан өтуі тиіс.
Міне, осы мамандардың ішінен бізге қажетті реакторларды басқа елден
сатып алуға сараптама жасайтын, яғни елімізге реактор таңдайтын, халқына,
жеріне шынайы жаны ашитын және дүние жүзіндегі жасалынып жатқан
реакторлардың қыр - сырын білетін әрі ғалым, әрі тәжірибесі мол адамдар
шығады. Ондай адамды ешбір ел бізге дайындап бермейді. Оның үстіне ондай
маманды дайындайтын елдер, әдетте, реакторды өздері жобалап, орнатып,
пайдаланып жатқан елдер болары сөзсіз. Ал біз болсақ сондай елдердің
бірінен реакторды сатып алып, жерімізге орналастыруды жоспарлап отырмыз.
Басқаша айтқанда бізге реактор сататын елден оның сататын реакторына сын
көзбен қарайтын маманды да дайындап бер деп сұрамақшымыз. Олар үшін бұл
өтінішті адал орындау өте қиынға соғады, себебі олар товар сататын ел, біз
сол товарды сатып алушы елміз. Сондықтан кімге болса да өзі шығарған
өнімнің қыр - сырын жетік білетін адамды сатып алушыға дайындап беру ол
елге көмектесу деген сөз. Басқаша айтқанда сатушы сатып алушыға өз
товарының жаман жағын жариялаумен бірдей. Сондықтан таңдаушыны товарға
мүдделі ел өзі дайындауы қажет. Ол үшін сол товардың дұрыстау дегенін
тәуекелге бел байлап біреуін сатып алу керек. Ол, әрине біздің
энергетикалық мұқтаждығымызды ашпайды, ол реакторды жан - жақты тәжірибе
жинақтап, өзгертулер енгізіп, ғылыми ізденістерді қалағанымызша жүргізу
үшін сатып алуымыз мүмкін.
Дипломның бірінші бөлімінде ядролық реакциялар, ядролық реакцияларда
сақталу заңдары, ядролық реакциялардағы энергияның түрленуі, тізбекті
реакция, әр түрлі энергиядағы нейтрондардың қасиеті, нейтрондардың әсерінен
болатын ядролық реакциялар, графит діңгектерінің нейтронды жұту
ықтималдығы, изотопын пайдаланудың ұтымды жақтары берілген. Ал екінші
бөлімде дүние жүзінле пайдаланылатын зерттеу реакторлары, атом
электростанциясын пайдалану кезіндегі шаралар, апаттық күйдің болатыны
туралы берілген белгі мен оған жауап арасындағы уақытты үйлестіру
мәселелері, ядролық энергетика дамуындағы болашақ бағыттар туралы
мәліметтер келтірілген. Оларға жасалған сараптамалар, қажетті есептердің
нәтижелері көрсетілген.
Қорытынды біз жасаған сараптамаларға сүйене отырып ұсыныстар берілген.
Соңында пайдаланған әдебиеттер тізімі көрсетілген.
І - тарау. Ядролық реакторлар
1.1 Ядролық реакциялар
Ядролық күштердің әсерінен екі бөлшек (екі ядро немесе ядро және
нуклон) бір - біріне арақашықтыққа жақындағанда интенсивті ядролық
әрекеттесуге ұшырайды, оның салдарынан ядро түрленуге ұшырайды. Бұл процесс
ядролық реакция деп аталады.
Жалпы түрде ядролық әрекеттесуді мынадай түрде жазуға болады .
Ядролық реакция кеңінен тараған түрі немесе қысқаша А(a,b)В деп
жазылады. Мұндағы А – бастапқы немесе нысана ядро, а – атқылаушы бөлшек, В
– туынды ядро, b- ядродан бөлінетін бөлшек. Тұңғыш ядролық реакцияны, -
бөлшектермен азот ядросын атқылағанда оның оттегі ядросына түрленуін 1919
жылы Э.Резерфорд жүзеге асырған еді:
немесе
1.1.1
Бұдан басқа да ядролық реакция каналдарын жазуға болады.
Ядролық реакция кезінде энергияның сақталу заңы, зарядтың сақталу заңы,
нуклондар санының сақталуы, импуоьс және импульс моментінің сақталу заңы,
жұптылықтың сақталу заңы, изотоптың спинның сақталу заңдары орындалуы
мүмкін.
1. Электр зарядының және нуклондар санының (бариондар зарядының)
сақталу заңы. Барлық жағдайларда реакцияға түсетін бөлшектердің
зарядтарының қосындысы реакциядан кейінгі бөлшектердің
зарядтарының қосындысына тең. Сонымен қатар қарапайым типті
реакцияларда (антибөлшектер түзбейтін реакциялар) нуклондардың
жалпы саны сақталады.
Табиғи радиоактивті ыдырау кезінде де атом ядросының туынды ядроға
түрленетіні белгілі. Ядролық реакцияда да осындай өзгерістер болады. Ұқсас
сияқты болғанымен, басты айырмашылығы мынада: радиоактивті ыдырау, сыртқы
әсерсіз, өздігінен өтеді, ал ядролық реакция атқылаушы бөлшектің әсерінен
жүзеге асырылады.
Реакция Электр зарядының сақталуыНуклондардың сақталуы
1+1=2+0 2+2=3+1
1+3=4+0 1+7=7+1
0+4=2*2+0 0+9=2*4+1
0+1=1+0 0+2=1+1
0+16=15+1 1+32=32+1
2+7=8+1 4+14=17+1
Ядролық реакциялардағы энергияның сақталу заңдары. Ядролық реакцияларда
энергияның, импульстің, импульс моментінің, электр зарядының және нуклондар
санының сақталу заңдары орындалады. Сақталу заңдары негізінде ядролық
реакциялардың қалай өтуі мүмкін екенін алдын ала пайымдауға болады.
Ядролық реакцияның өту механизімі. Ядролық реакция өту үшін бөлшектер
немесе ядролардың ядролық күштердің әсер ету аумағына енуі, яғни см
дейінгі қашықтыққа жақындау қажет. Оң зарядталған бөлшектің немесе ядроның
нысана ядроға жақындауы оларға кулондық тебілу күштерін жеңе алатындай
мөлшерде кинетикалық энергия берілгенде ғана жүзеге асады. Ал нейтрон
сияқты зарядталмаған бөлшектің ядроға енуі көп кинетикалық энергияны қажет
етпейді, нейтронның ашылуы ядролық реакцияларды зерттеудегі маңызды бет
бұрыс болды.
Реакция өтуі үшін зарядталған бөлшектер мен атом ядроларына электр
немесе магнит өрістерінде ондаған мегаэлектронвольттан жүздеген
гигаэлектронвольтқа дейінгі энергия арнайы үдеткіштерде (циклотрон,
синхрофазотрон және т.б.) үдетілу нәтижесінде беріледі.
Атқылаушы бөлшектердің энергиясы аса жоғары болмағанда 1936 жылы Н.Бор
ұсынған ядролық реакцияның механизміне сәйкес реакция екі кезең арқылы
өтеді. Әуелі атқылаушы бөлшек нысана ядроға соқтыққанда ядро оны қармайды
(1-сурет). Осының нәтижесінде қозған күйдегі құрама ядро пайда болады.
Күшті әрекеттесу салдарынан ядроның қозу энергиясы барлық нуклондарға тез
бөлініп, таралып кетеді. Енді әрбір нуклонның энергиясы оның ядродан ыршып
шығуынан жеткіліксіз. Әрекеттесу нәтижесінде нуклондар бір – бірімен
энергия алмаса бастайды. Кездейсоқ бір мезетте, бір нуклонда немесе
нуклондар тобында жинақталған энергия, ядроның байланыс энергиясынан артық
болады. Соның әсерінен реакцияның екінші кезеңі басталып, құрама ядро
ыдырауға ұшырайды. Ядроның ыдырау жолдары протондық, нейтрондық, -
бөлшектің және т.б. болуы мүмкін. Осылайша ядролық реакцияны жүзеге асыру,
нысана ядроны протондармен, дейтрондармен (ауыр сутегінің ), -
бөлшектерімен және ауыр элементтердің көп зарядты иондарымен де атқылау
нәтижесінде өтеді [1]
Ядролық физикада ядролық сипаттылық уақыт ұғымы ендіріледі. Бұл
бөлшектің ядроның диаметріне тең (м) арақашықтықты ұшып өтуіне қажет
болған уақыт. Мысалыға энергиясы 1МэВ (мс жылдамдыққа сәйкес) болған
бөлшектің ядролық сипаттылық уақыты с. Бір жағынан, құрама ядроның
өмір сүру уақыты с тең екені дәлелденген. Яғни құрайды. Бұл
құрама ядроның өмір сүру уақыты кезінде нуклондардың өзара тек көп
соқтығысуы мүмкін екенін білдіреді. Яғни нуклондар арасында энергияның
қайта орнықтырылуы мүмкін. Құрама ядро ұзақ өмір сүргені соншалық, ол
тіпті, қалай пайда болғанын ұмытып қалады. Сондықтан құрама ядроның
ыдырау сипаты (бөлініп шығатын бөлшек), яғни ядролық реакцияның
екінші сатысы оның пайда болу сипатына, яғни бірінші сатыға байланысты
емес.
Егер бөлініп шыққан бөлшек қарпылған бөлшекпен теңгерілсе, онда
(14.1) схемасы бөлшектредің шашырауын былай сипаттайды: болғанда –
серпімді, кезінде серпімсіз. Егер бөлініп шыққан бөлшек қарпылған
бөлшекпен теңгерілмесе (), онда ядролық реакцияның түрі күрделі.
Кейбір реакциялар құрама ядро түзбестен өтуі мүмкін, ондай
реакцияларды тіке ядролық әсерлесулер деп атайды (мысалы, жылдам
нуклондардың және дейтрондардың әсерінен болатын реакциялар).
Ядролық реакциялар келесі белгілер бойынша жіктеледі:
1) Реакцияға қатысатын бөлшектердің типіне қарай – нейтрондардың
әсерінен болатын реакциялар, зарядталған бөлшектердің (мысалыға:
протонның, дейтронның, - бөлшектің) әсерінен болатын
реакциялар, - кванттардың әсерінен болатын реакциялар.
2) Реакцияны тудыратын бөлшектердің энергиясы бойынша – төмен энергиялы
реакциялар (эВ – тарда, негізінен нейтрондардың қатысуымен өтетін
реакциялар); -кванттардың және зарядталған бөлшектердің
(протон, - бөлшек) қатысуымен болатын орташа энергияларда
өтетін реакциялар (бірнеше МэВ – терде); жоғары энергиялы реакциялар
(жүздеген, мыңдаған МэВ), еркін күйлерінде кездеспейтін элементар
бөлшектерді алуға және оларды зерттеуге өте қажет реакциялар.
3) Реакцияға қатысатын ядролардың типіне қарай – жеңіл ядролармен
өтетін (); орта ядролармен () және ауыр ядролармен ()
өтетін реакциялар.
4) Ядролық түрленулердің сипатына қарай – нейтрондар бөлініп шығатын
реакциялар, зарядталған бөлшектерді бөліп шығаратын реакциялар,
қарпу реакциялары (бұл реакцияларда құрама ядро ешқандай бөлшекті
бөліп шығармай, тек бір не бірнеше - кванттарды шығарып жіберіп
негізгі күйге қайта оралады).
.
1.2 Ядролық рекцияларда сақталу заңдары
Ұшқан бөлшектердің салыстырмалы аз ( 100 МэВ) энергияларында өтетін
ядролық реакцияларда бірнеше сақталу заңдары орындалады:
1. Электр зарядының сақталу заңы
2. Нуклондар санының сақталу заңы
3. Энергияның сақталу заңы
4. Импульстің сақталу заңы
5. Қозғалыс саны моментінің сақталу заңы
Осы бес сақталу заңдары ядролық, электромагниттік және әлсіз
әрекеттесу әсерінен жүретн барлық реакциялар типтерінде орындалады. Ядролық
және электромагниттік әрекеттесу нәтижесінде жүретін реакцияларда сонымен
қатар кеңдік жұптылығының сақталу заңы орындалады. Ал ядролық әсерлесу
нәтижесінде өтетін ядролық реакцияларда изотоптық спин және оның
проекциясының сақталу заңы орындалады.
Электр заряды мен нуклондар санының сақталу заңы
Электр заряды мен нуклондар санының сақталу заңынан электр зарядының
жиынтығы мен әрекеттесуге енуші толық нуклондар саны ядролық реакциялар
нәтижесінде сақталуы қажет. Электр заряды мен нуклондар санының сақталу
заңдарын қолдана отырып белгісіз реакция өнімін анықтауға болады. p +
7Li 4He + x ядролық реакция үшін белгісіз x өнім -бөлшек
болатындығын табуға болады.
Zнач = Z(p) + Z(7Li) = 1 + 3 = 4 = Zкон = Z(4He) + Z(x) = 2 + Z(x)
Z(x)=2
Aнач = A(p)+A(7Li) = 1 + 7 = 8 = Aкон = A(4He) + A(x) = 4 + A(x)
A(x) = 4
Энергия мен импульстің сақталу заңдары
Энергия және импульстің сақталу заңдары бөлшектердің алдын және
кейін әсерлесуінуң келесі импульс және энергия арақатынастарына әкелді.
a + A = b + B
1.2.1
Ea + EA = Eb + EB
1.2.2
1.2.2 арақатынастағы Ea, EA, Eb, EB – бөлшектің толық энергиясы
,
1.2.3
,
1.2.4
,
1.2.5
.
1.2.6
Бөлшектің кинетикалық энергиясы келесі формуламен анықталады:
T = E - mc2 .
1.2.7
Реакция энергиясы және реакция табалдырығы. 1.2.7 қолдана отырып
және кинетикалық энергия мен тыныштық массасын ескеріп 1.2.2 арақатынасты
келесі түрдегідей етіп түрлендіреміз
Ta + mac2 + TA + mAc2 = Tb + mbc2 +
TB + mBc2 , 1.2.8
Ta + TA + = Tb + TB - Q .
1.2.9
Мұнда, Q = mac2 + mAc2 - mbc2 - mBc2 – реакция энергиясы.
Реакция энергиясы – ядролық реакция процессіндегі бөлінетін және
жұтылатын кинетикалық энергия. Ол бастапқы және соңғы күйлердегі бөлшектің
тыныштық энергиясының айырымына тең. Q 0 болғандағы реакция
экзотермиялық деп аталады, олар ұшушы бөлшектің кез келген энергиясында
энергияның шығуымен жүреді. Q 0 болса, реакция эндотермиялық. Серпімді
шашырау реакцияларында Q = 0. Эндотермиялық реакция болуы үшін екпіндеген
бөлшек Tтаб реакция табалдырығының кейбір шамасынан асуы керек.
Реакция табалдырығы ядролық реакция мүмкін болатын лабораториялық
координаталар жүйесіндегі бөлшектің минимал кинетикалық энергиясы.
1.2.10а
немесе
1.2.10б
мұндағы, Q –реакция энергиясы, ma – екпіндеген бөлшек массасы, mA – нысана
ядросының массасы.
Релятивистік емес жуықтауда (Q 2mAc2)
1.2.10в
Соңғы күйдегі кез келген сандағы бөлшектің реакциясы үшін де (10б)
арақатынасы орынды.
(1.2.10б - 1.2.10в) арақатынасынан реакция табалдырығы реакция
энергиясымен сәйкес келмейтіндігі көрініп тұр. Q инерция центрі
жүйесіндегі ядролық реакция табалдырығы екендігі көрінеді. Сондықтан да
Tтаб реакция табалдырығы әрқашанда Q реакция энергиясынан үлкен.
Қозғалыс саны моментінің сақталу заңы
Ядролық реакцияларда тұйық жүйенің қозғалыс санының толық
моменті сақталады. Қозғалыс саны моментнің сақталу заңы – аддитивті заң.
a + A b + B реакциясы үшін мынаны жазуға болады
i = f,
1.1.11
мұнда, i ,f – бастапқы және соңғы күйлердегі қозғалыс санының
толық моменті,
i = A + a +a
и f = B + b +b,1.1.12
мұнда, A,a, B, b - a, A, b, B бөлшектердің
(ядролардың) спині, a – а бөлшектің А - ға қатысты орбитальдік
моменті, b - b бөлшектің B - ге қатысты орбитальдік моменті.
Орбитальдік моменттер тек қана бүтін санға ие [бүтін сандық мәнге ие]. l =
0 үшін бөлшектің салыстырмалы қозғалысын бейнелейтін толқындық функция
сфералы - симметриялық, l 0 үшін бұл функция cosl - ге тәулді
( - шашырау бұрышы).
квантты - механикалық вектор үшін оның 2 = J(J + 1)
модулінің квадраты мен Jz. өсіне проекциясы бір уақытта анықталуы мүмкін.
Jz проекциясы J - ден – J - ге дейінгі диапазондағы әртүрлі мәндерді
қабылдауы мүмкін. 1 + 2 екі кванттық векторлардың қосындысы J1 -
J2, J1 - J2 + 1, ..., J1 + J2 - 1, J1 + J2. мәндерді қабылдауы мүмкін
Кеңдік жұптылығының сақталу заңы
Күшті және электромагниттік әсерлесулерде Р кеңдік жұптылығы
сақтады. Ал әлсіз әсерлесуде сақталмайды. Жұптылықтың сақталу заңы –
мультипликативті заң. a + A b + B ядролық реакциясы үшін мынаны жазуға
болады:
,
1.2.13
мұндағы, Pa, PA, Pb, PB - a, A, b, B бөлшектердің (ядролардың) ішкі
жұптылығы, la, lb – салыстырмалы орбитальді моменттер.
Электрлік фотондар (-1)j , ал магнитік фотондар (-1)j+1
жұптылықтарына ие. мұндағы, j – фотоннның мультипольдігі.
Изотоптық спиннің сақталу заңы
Егер процесс күшті әсерлесу нәтижесінен пайда болатын болса жалпы
изоспиннің жиынтығы мен оның Iz проекциясы сақталады.
Электромагниттік процесстерде тек изоспиннің проекциясы ғана сақталады, ал
әлсіз әсерлесуде изоспин мен оның проекциясы сақталмайды.
Электромагниттік дипольдік өтулер үшін I = 0, 1
сұрыпталу ережесі орындалады. Изотоптық спиннің сақталу заңы –
аддитивті заң.
Күшті әсерлесу арқылы өтетін a + A b + B реакциясы үшін
a + A = b + B,
1.2.14
мұндағы, a,A,b,B - кіріс және шығыс каналдарындағы a,
A, b, B бөлшектерінің (ядроларының) изотопиялық спині.
Әртүрлі энергетикалық күйлердегі ядролар Imin = (N-Z)2 ден Imax
= A2 –ге дейінгі изоспиннің әртүрлі мәндеріне ие бола алады.
Ядро үшін Iz изоспин проекциясы барлық нуклондар изоспинінің
жиынтығына тең:
Iz = (Z - N)2.
1.2.15
Ядроның негізгі күйіндегі изоспиннің сандық мәні оның Iz
проекциясының модуліне тең:
I = Iz = (Z - N)2.
1.2.16
1.3 Ядролық реакциялардағы энергияның түрленуі
Ядролық реакцияларда ядролық түрленумен қабаттаса оның ішкі энергиясы,
яғни байланыс энергиясы өзгереді. Масса мен энергияның өзара байланыс заңын
ескере отырып, реакциялардағы энергияның өзгерісін есептеуге болады.
Ядролық реакциялар үшін энергияның сақталу заңын жазайық: Мұндағы
мен реакцияға түскенге дейінгі және реакциядан кейінгі
жүйелердің тыныштық энергиялары, және - сәйкесінше олардың
кинетикалық энергиялары.
схемасы бойынша өтетін реакцияның энергиясын сипаттау үшін
төмендегі формуланы пайдаланайық:
1.3.1
Формуланы түрлендіру арқылы біз мынадай
1.3.2
теңдеуді аламыз.
Бөлшектер мен ядролардың реакцияға түскенге дейінгі және реакциядан
кейінгі тыныштық энергияның айырымын ядролық реакцияның энергетикалық шығуы
деп атаймыз. Егер 0 болса, онда реакцияда энергия бөлінеді, тыныштық
энергияларының есесінен реакция өнімдерінің кинетикалық энергиясы артады.
Демек, ядролық реакция кезіндегі кинетикалық энергиялардың өзгеруі
реакцияға қатысқан бөлшектер мен ядролардың тыныштық энергияларының
өзгерісіне тең. Мұндай реакция экзотермиялық деп аталады. Егер 0
болса, онда реакция кезінде энергия жұтылады, кинетикалық энергияның кему
есебінен жүйенің тыныштық энергиясы (массасы) артады. Осындай реакция
эндотермиялық деп аталады. Ядролық реакция кезінде бөлініп шығатын
энергияның мөлшері орасан көп. Ядролық энергияны адамзат игілігіне
пайдалана білудің қауіпсіздігін және тиімділігін арттыру – қазіргі
замандағы ғылымның алдындағы күрделі мәселелердің бірі.
1.4 Тізбекті реакция
Ядролық реактор деп - ядролардың басқарылатын бөліну реакциясын жүзеге
асыратын құрылғыны айтады. Тізбекті реакцияларды туғызатын нейтрондардың
энергиясына қарай реакторлар баяу нейтрондық, аралық нейтрондық, жоғарғы
нейтрондық болып бөлінеді.
Кез - келген реактор мынадай бөліктерден тұрады:
а) активті аймақ, ол әлбетте, нейтрондарды шағылдырғышпен қоршалады;
б) жылу тасығыш;
в) басқару жүйесі;
г) радиациялық қорған;
д) басқа конструкциялық элементтер;
е) алыстан басқарылатын тетік.
Реактордың жұмысы кезінде мынадай оқиғалар орын алады:
а) бөлінудің экзотермиялығынан жылу бөлінеді;
б) ядролық отын жанады және қайта өндіріледі;
в) активті өңірдің, күші радиактивті және нейтронды жұтуы мүмкін;
д) жарқыншақтармен ластануы;
г) қорған мен конструкциялық материалдың нейтрондармен ластануы
олардың екінші реттік радиоактивтілігін туғызады және олардың физикалық -
химиялық қасиеттерін өзгертеді.
Реактордың негізгі сипаттамасы – оның қуатының уақыт бірлігінде
өндіретін жылу энергиясының мөлшері. Оны мегаваттпен өлшейді.
Реакторлардың түрлері көп.
Оларға тән құрылымдардың біреуінің үлгісі 2 – ші суретте көрсетілген.
Жылулық нейтрондардағы реакторлардың жұмыс істеу принципін қарастырайық.
Реактордың активті зонасында жылу бөлуші элемент (ядролық отын) 1 және
баяулатқыш 2 орналасқан. Онда нейтрондар жылулық жылдамдықтарға дейін
баяулатылады. Жылу бөлуші элементтер (твэлдер) бөлінуші материалдан
жасалған блоктар болып табылады. Олар нейтрондарды әлсіз жұтатын
герметикалық қабатпен қапталған. Ядролардың бөлінуінен пайда болған
энергияның әсерінен твэлдер қызады, сондықтан оларды суыту үшін жылу
тасымалдығыштар ағынына орнатылады. Нейтрондардың сыртқа шығуын азайту үшін
активті зона қайтарғыштармен екі қоршалған. Тізбекті реакцияны басқару
нейтрондарды аса жақсы жұтатын материалдардан (мысалы, B, Cd) жасалған
басқарушы стержендер 5 арқылы іске асады. Реакторды сыртынан -
сәулелер мен нейтрондарды өткізбейтін, қорғаушы қабатпен 4 қоршалған.
Реактордың параметрі сондай етіп алынады, стержендер толық түсірілгенде
реакция толық тоқтайтындай және оларды жайлап көтергенде нейтрондардың
көбею коэффициенті артып, стерженнің белгілі бір орнында бұл коэффициент
бірге тең болады.
Ядролық реакторларды былайша ажыратады:
1. Активті зонадағы материалдардың сипатына қарай: бөлінуші және
шикізат ретінде пайдаланылады, баяулатқыш ретінде –
су (кәдімгі және ауыр), графит, берилий, органикалық
сұйықтықтар және т.б. қолданылады, ал жылу тасымалдағыштар
ретінде – ауа, су, су буы, және т.б.
2. Активті зонадағы ядролық отын мен баяулатқыштың орналасу сипаты
бойынша: гомогенді (екі зат бір - бірімен біртекті орналасқан)
және гетерогенді (екі зат блок түрінде жеке - жеке орналасады).
3. Нейтрондардың энергиясы бойынша: жылулық және шапшаң
нейтрондардағы реакторлар. Соңғысында бөліну нейтрондары
қолданылады және баяулатқышы болмайды.
4. Режимінің типіне қарай: үздіксіз және импульстік.
5. Мақсатына қарай: энергетикалық, зерттеуші, жаңа бөлінуші
материалдар өндіруші, радиоактивті изотоптарды өндіруші және
т.б. реакторлар.
Қарастырылған сипаттарға сәйкес және уран – графиттік, су – сулы,
графит – газдық реактролар және т.б. атаулар қалыптасқан.
Реакторлардың ішінде энергетикалық реакторлар, көбейткіштер ерекше
орын алады. Оларды электр энергиясын өндірумен қатар
1.4.1
немесе
1.4.2
реакциясының нәтижесінде ядролық отынның өндірілу процесі өтеді. Бұл табиғи
немесе әлсіз байытылған урандағы реакторда изотопы ғана емес,
изотопы да қолданылатынын білдіреді. Қазіргі кезде жылдам
нейтрондардағы реакторлар отын өндіру мен ядролық энергетиканың негізі
болып табылады.
1 – ядролық отын, 2 - баяулатқыш, 3 - нейтрондарды шағылдырғыш,
4 - қорғағыш, 5 – басқаратын стержендер.
1- сурет. Ядролық реактордың схемасы
Осы кезде реактор жұмыс істей бастайды. Реактордың жұмыс істеу
барысында активті зонадағы бөлінуші материалдардың мөлшері азаяды және ол
бөліну жарқыншақтарымен ластана бастайды. Бұл кесектердің ішінде
нейтрондарды аса жақсы жұтатындары да болуы мүмкін. Реакция тоқтап қалмас
үшін автоматтық құрылғылардың көмегімен біртіндеп активті зонадан басқарушы
стержендерді алып тастайды (көбінеше арнайы компенсациялаушыларды).
Реакцияны осылайша басқару бөлінуші ядролардан 1 мин - ке дейін
кешігумен шыққан кешігуші нейтрондардың арқасында мүмкін болады. Ядролық
отын жанып біткенде реакция тоқтайды. Реактордың ендігі жаңадан іске
қосылуы үшін жанып біткен отынды алып, орнына жаңасын салады. Реакторда
сонымен қатар, төтенше стержендер бар.
2 - сурет. Реактордың жалпы түрі
Реактордың басты бөлігі белсенді аймақ. Онда бөліну реакциясы өтеді,
яғни энергия бөлініп шығады. Жылулық және аралық нейтрондық реакторларда
белсенді аймақ, әлбетте, бөлінбейтін изотоппен араластырылған отын мен
баяулатқыштан тұрады. Жылдам нейтрондық реакторлардың белсенді аймағында
баяулатқыш болмайды. Шапшаң нейтронды реактор – ядролық отын бөлінудің
тізбекті реакциясын шапшаң нейтрондар арқылы жүзеге асатын ядролық реактор.
Шапшаң нейтронды жұтқан бөлінбейтін изотоптар одан әрі қарай бөлінетін
ядролық отынның қайта түзілуіне (мыс., 238 изотопы 239 изотопына айналады)
себепші болады. Мұның өзі реакторда пайдаланылмай қалған уранды толығымен
пайдалануға мүмкіндік береді. Отынның қайта “түзілу аймағы” реактор
корпусындағы активті аймақты қоршап жатады. Энергетикалық шапшаң нейтронды
реакторда қыздырылған жылу тасығыш (негізінен сұйық ) өз жылуын
жұмыстық ортаға береді, радиоактивті турбиналық бөлікке өтіп кетпес
үшін реакторлық және бу өндіруші бөліктер бір - бірінен аралық қабатпен
оқшауланады.
Ақтау қаласындағы атом электр станциясы (АЭС) үшін ЖЭО және дистилденген
су шығаратын зауыт Маңғыстау атом энергетика кешені (МАЭК) құрамына
қарайды. Дүние жүзіндегі шапшаң нейтронмен жұмыс істейтін ең алғаш және
бірінші болып жұмыс істеп шыққан станса. Стансаны бөлшектеу жұмыстары көп
уақытқа созылады, сондықтан жылуды сілтіге айналдыратын зауыт салынуда.
Оның жанында бұл өнімдерді цементтелген тасқа айналдырып көптеген жылдарға
сақтауға арнап екінші зауыт салынуда.
АЭС - да реактордың екінші түрі – баяу нейтронда және шапшаң нейтронда
жұмыс істейтін реакторлар қолданылады. Баяу нейтронда жұмыс істейтін
реактордың тиімділігі шамалы, өйткені оларда тек уран – 235 “жағылады”, ал
табиғатта кең таралған уран – 238 пайдаланылмайды. Мұндай айтарлықтай
кемшілікті шапшаң нейтронда жұмыс істейтін реактордың жәрдемімен ғана жоюға
болады. Олар уран – 238 - дің изотобын тиімділігі жоғары жаңа ядролық отын
– Pu – 239 - ға айналдырады, ал ол энергия көзі болып табылады. Мұнда
жаңадан пайда болатын плутонийдың мөлшері жанып кеткен мөлшерінен кемінде
1,5 есе артық болады. Бұл ядролық отынды көп мөлшерде үнемдеуге мүмкіндік
береді. Нейтрондардың ағып, сыртқа шығып кетуін азайту мақсатымен белсенді
аймақты сфералық немесе оған жақын (мысалы, диаметрі мен биіктігі бірдей
дерлік цилиндр немесе текше) пішінде жасайды.
Отын мен баяулатқыштың салыстырмалы орналасуына қарай гомогендік және
гетерогендік реакторлар болады. Гетерогендік реакторлар көбірек таралған.
Оларда активті өңір баяулатқыштан тұрады. Баяулатқышта жасалған қуыстарға
отын салынған кассеттер орналастырылады. Осы қуыстар арқылы жылу тасығыш та
ағады. Жылу отын салынған кассеттерде бөлініп шығады. Осыдан оларды жылу
бөлгіш элементтер (ЖБЭ) деп атайды.
Нейтрондардың ағып шығып кетпеуінің ықтималдығын арттыру үшін
реактордың активті өңірін әр түрлі нейтрон шағылдырғыштармен қоршайды.
Жылдам нейтрондармен жұмыс істейтін реакторларда шағылтқыштың орамына
жылулық нейтрондармен бөлінбейтін, есесіне бөлінгіш изотоптарды қайта
өндіруге қабілетті немесе изотоптарымен байытады. Мұндай
шашыратқыштың альведосы кемиді, бірақ отынның қайта өшірілуін күшейтеді.
Оны қайта өндіру өңірі деп атайды. Активті өңірден энергияны жылу
тасығыштың көмегімен шығарады. Жылу тасығыштарға қатаң талаптар қойылады:
олардың жылу сыйымдылығы үлкен, нейтронды жұту қабілеті төмен, химиялық
активтілігі төмен болуы тиіс. Бұл талаптардың бәрін бірдей
қанағаттандыратын зат жоқ. Сондықтан, әр түрлі реакторларда әр түрлі (су,
ауыр су, су буы, газ - сұйық натрий) жылу тасығыштар қолданылады.
Реакторлар қолдануына қарай энергетикалық, өндірістік және зерттеу
реакторы болып бөлінеді. Энергетикалық реакторларда ядролық отынның бөліну
энергиясы энергияның басқа түріне айналады. Өндірістік реакторларда бөліну
кезінде шығатын басы артық нейтрондар жаңа изотоптар алуға қолданылады.
Зерттеу реакторында нейтрондар шоқтары, материал зерттеуде және басқа
физикалық және техникалық эксперименттерде қолданылады.
Тізбекті ядролық реакцияларды бейбітшілік мақсаттарда пайдалану үшін
ядролық реактор қолданылады. Реакторларда тізбекті реакция реттелетін
режимде өтеді.
Ауыр ядролар бөлінгенде, ядролық реакцияның ерекше бір түрі өтуі мүмкін.
1939 жылы тәжірибеде келесі құбылыс ашылды. Нейтрон уран изотоп
ядросымен соқтығысқанда, ядро екі немесе үш сыныққа бөлінеді, оларға қоса 2
немесе 3 нейтрон шығарылады. Бұл нейтрондар жаңадан 2 - 3 уран ядроларымен
соқтығысып, жаңадан 6 - 9n шығарылуы мүмкін т.с.с. Жаңадан ядролар санын
көбейте іліктіріп, процесс өз бетімен жалғасуы мүмкін. Бұл процесті
тізбекті ядролық реакция деп атаймыз.
Бір уран ядросы бөлінгенде 200 МэВ - қа жуық энергия шығарылады. 1 кг
уран ядролары бөлінгенде - ге жуық энергия шығарылады. Бұл 1кг тас
көмірді жаққанда шығатын энергиядан 2,5 млн есе артық. Табиғи уранда
ядросының тізбекті бөліну реакциясы өтпейді, себебі табиғи - ның
құрамында 99,3%, уранның 238 изотопы және тек қана 0,7% , уран
235 изотопы бар. Бөліну реакциясында шығарылған нейтронның әсерінен бөліну
қабілеті тек қана уран 235 изотопқа тән.
- рет бөліну болғаннан кейінгі - ұрпақтық нейтрондардың саны
болады. Нейтрондардың әр ұрпағының өмірі Сонда нейтрондардың 80
ұрпағы өту үшін уақыт керек. Осы уақытта нейтрондар туып
(140 г жуық) уран ядроларын бөледі. Бұл бөліністерде бөлініп шығатын
энергия болады.
Егер реакцияның дамуына ешқандай тосқауыл болмаса, ішінде туған
нейтрондардың саны Бүкіл әлемнің көрінетін бөлігіндегі бөлшектер санынан
асып кетер еді. Осы бөлінетін ядролардың санының тасқындық өсу құбылысын
тізбекті бөліну реакциясы дейміз.
3 - сурет. Белсенді аймақ
4 - сурет. Энергетикалық ядролық реактордың кескіні
5 - сурет. Реактор залының жалпы көрінісі
6 - сурет. Энергетикалық ядролық реактордың сыртқы көрінісі
Жалпы тізбекті реакция деп белгілі реакция келесі дәл сондай реакция
туғызатын процесті айтамыз.
Сонымен тізбекті реакция нейтрондардың бұрыннан белгілі жұтылу,
баяулау және диффузия құбылыстарымен қатар, олардың көбеюі болатын ортада
ғана өтеді. Ондай ортаны белсенді аймақ дейміз. Нейтрондардың көбею
қарқынын сипаттайтын физикалық шаманы нейтрондардың ортадағы көбею
коэффициенті дейміз. Көбею коэффициенті деп нейтрондардың бір
ұрпағындағы санының оның алдындағы ұрпақтағы санына қатынасын айтады.
мөлшері шексіз ортадағы нейтрондардың көбею коэффициенті. Осыған
ұқсас физикалық (шектелген мөлшерлі) жүйедегі нейтрондардың көбею
коэффициенті k енгізіледі. Егер бірінші ұрпақта нейтрондардың санын – N деп
алсақ, онда келесі буында олардың саны kN – ге (n-ші ұрпақта олардың саны
) тең болады. Яғни бір буынға сәйкес нейтрондар санының өсуі dN = kN
– N = N (k - 1). Егер k=1 болса, нейтрондардың саны уақыт бойынша өзгермей
бөліну тұрақты өтеді. k1 реакция сөніп қалады, ал k1 реакцияның қарқыны
тез өсіп, қопарылыс болу мүмкін. k=1 болса, реакцияның күйі сындық, k1
болса, сындықтан жоғары (надкризистік), k1 болса, сындықтан төмен
(подкризистік) делінеді. Нейтрондардың ұрпақ ауысуы деп - бір ұрпақтық
нейтрондардың бәрінің жұтылып олардың орнына басқа жаңа нейтрондардың пайда
болу құбылысы аталады. Ал, бұған жұмсалатын уақыттың орташа мәнін
нейтрон ұрпағының өмірі деп атаймыз. Оның мәні ортаның қасиетіне күшті
тәуелді және аралығында жатады. Осыдан нейтрондардың санының уақыт
бойынша өзгеру жылдамдығы
1.4.3
осыдан нейтрондар санының уақытқа тәуелділігі
не N = Nо e(k-1)kT
1.4.3
шығады. Мұндағы, Nо - бастапқы уақыт моментіндегі нейтрондар саны,
N - олардың t уақыт моментіндегі саны.
N ( k - 1) белгісімен анықталады.
Нейтрондардың ұрпақтық өмірінің өте қысқалығынан, басқарылатын
тізбектік бөліну реакциясы кезінде k=1 мәнінің өте үлкен дәлдікпен
қамтамасыз ету қажеттілігі туады. Мысалы, k=1,005 болса қондырғы лезде
қопарылысқа ұшырайды.
Көбею коэффициенті ең алдымен бір бөліну кезінде шығатын нейтрондардың
ν санына тәуелді. Көбею коэффициенті k≥1 болу үшін бөліну
реакциясы кезінде бөлініп шығатын нейтрондардың саны жеткілікті болуы тиіс.
Ол сан отынның тегі мен нейтрондардың энергиясына тәуелді болады. 1 - ші
кестеде ядролық энергетикада қолданылатын изотоптар үшін бөліну барысында
бөлініп шығатын нейтрондардың орташа саны тиетін нейтрондардың энергиясының
екі (0,02 МэВ және 1 МэВ) мәні үшін берілген.
Нейтрондардың ауыр ядроларымен әсерлесуі кезінде ядролар бөлініп қана
қоймайды, олардың нейтрондарды радиациялық қарпуы да мүмкін. Радиациялық
қарпуға тек қана отынның ядролары емес, басқа ядролар да қатысуы мүмкін.
Уранмен жұмыс істейтін реакторлар үшін ол - ядросы. Радиациялық қарпу
бөлінумен бәсекелес өтіп, көбею коэффициентін кемітеді. Осыдан көбею
коэффициенті уран ядроларымен қарпылған нейтрондардың ішінде оны
бөлетіндерінің
1.4.4
үлесіне тәуелді болады.
мұндағы, пен ядросының бөліну қимасы мен оның отынның
құрамындағы үлесі,
отынның құрамындағы ядросының үлесі,
ші ядроның радиациялық қарпуға қимасы тең
болады.
Бірлік бөліну кезінде туатын нейтрондардың саны мен бөлуге қатысатын
нейтрондардың үлесін бірден ескеру үшін
1.4.5
коэффициентін енгізеді. коэффициенті де әрине, отынның тегі мен
нейтрондардың энергиясына тәуелді. Ең маңызды бөлінетін изотоптар үшін бұл
коэффициенттердің мәндері де 1 - ші кестеде көрсетілген. шамасы
отынның ең маңызды көрсеткіші. Тізбекті реакция өту үшін бірден үлкен
болуы тиіс: . бірден қанша үлкен болса, отынның сапасы сонша
жоғары. Нақты қондырғыларда нейтрондарды уран ядролары ғана емес, басқа
бөлінбейтін ядроларда қарпуы мүмкін. Олардың қатарына, мысалы, баяулатқыш
пен қондырғының әр түрлі құрылымдық элементтерінің ядролары жатады. Олардың
әсерінен баяулату барысында қарпуға ұшырамау р коэффциентімен ескереді.
Ядролар тек баяу нейтрондардың ғана емес, әлі баяулап үлгермеген жылдам
нейтрондардың әсерінен де бөлінеді. Ол бөлінуге қатысатын нейтрондардың
санын көбейтеді. Оны коэффициентін енгізу арқылы ескереді. Баяулаған
нейтрондардың тек (жылулық нейтрондарды пайдалану коэффициенті)
бөлігі ғана уран ядроларымен ғана қарпылады. Сонымен, бір бөліну
k∞ =
1.4.6
екінші реттік бөліну туғызады. Нақты қондырғыларды k - көбею
коэффициентін анықтау үшін k∞ коэффициентінің нейтрондардың қондырғының
ішінде қалатындығының, яғни олардың ағып кетпейтіндігінің ықтималдығына
көбейту керек
k = k∞
әрине қондырғының пішіні мен мөлшеріне тәуелді. Осыдан, көбею
коэффициенті де осы шамаларға тәуелді. Қондырғының мөлшері кішірейсе, оның
сырт бетінің ауданының оның көлеміне қатынасы SV артады. Ал, ондағы пайда
болатын нейтрондардың саны оның көлеміне, ал одан асып шығатын
нейтрондардың саны сырт бетінің ауданына тәуелді. Осыдан қондырғының
мөлшері кішірейсе, ықтималдылығы, демек k көбею коэффициенті кемиді.
Сөнбейтін тізбектік реакцияны қамтамасыз ететін, көбею коэффициентінің k=1
мәніне сәйкес келетін қондырғының ең кіші мөлшері сындық деп аталады.
Сындық мөлшерге сәйкес келетін бөлінетін заттың ең кіші массасын сындық
масса дейді. Сындық массаның мөлшері қондырғының пішіні мен құрылымына
байланысты.
1.5 Әр түрлі энергиядағы нейтрондардың қасиеті
1. Қолданбалы ядролық физикада және ядролық техникада әр түрлі
заттардың ішіндегі саны өте көп нейтрондардың қозғалысымен жұмыс істеуге
тура келеді. Нейтрондар электр бейтарап бөлшектер болғандықтан, кулондық
тосқауылды елемейді, сондықтан ядроларға оңай енеді және заттан өткеннен
кейін, нейтрондар әр түрлі ядролық реакциялар туғызады, одан басқа
ядроларда серпімді шашыраулар болады. Нейтрондардың әсерінен болатын
ядролық реакцияларды зерттеу ядролық физиканың дамуына үлкен үлес қосып
қана қойған жоқ, сонымен қатар, ядролық реакциялардың пайда болуына алып
келді. Бұл макраскопиялық процестердің интенсивтілігі нейтрондардың зат
арқылы өтуі, сондай - ақ баяулату, диффузия, шағылдыру және т.б. сияқты
барлық микраскопиялық процестер соңында анықталады. Әр түрлі нейтрондық -
ядролық реакциялар нейтрондардың энергиясына байланысты. Күшті нейтрондық
реакциялардың энергетикалық қимасының жүрімі А және Z ядродан ядроға
өзгерген кезде әр қашан өзгере бермейді. Оған қарамастан, нейтрондық
энергияға практика үшін пайдалы түрлендірулер жүргізуге болады, әр түрлі
облыстағы энергияны бөліп, барлық облысқа реакцияның типінің анықтауы тән.
0,025 эВ - тан 10 МэВ дейінгі энергияға ие болатын, ядролық энергетикада
негізінде нейтрондармен жұмыс істеуге тура келеді. Нейтрондардың әсерінен
болатын ядролық реакциялардың сипаты олардың жылдамдықтарына
(энергияларына) байланысты. Ядролық реакциялардың теориясынан біз білеміз,
нейтрондардың ядролармен әсерлесу қимасы 1V заңы бойынша нейтрондардың
энергиясы азайған кезде тез өседі. Сондықтан, энергияларына қарай
нейтрондардың қасиеті шартты түрде екі үлкен топқа бөлінеді: жылдам және
баяу нейтрондар. Бұл екі топтың арасында ешқандай шекара анықталмаған. 1000
эВ аймағында жатыр. Баяу нейтрондар ядролармен күшті әсерлеседі. Жылдам
нейтрондар үшін бұл әсерлесу әлсіз. 0,025 эВ нейтрондардың энергиясының
өзі, 2 кмс жылдамдыққа ие болады.
2. Баяу нейтрондардың энергия аймағына ультра - суық өте суық
суық жылы және резонанстық нейтрондар кіреді. Екінші
топқа жылдам жоғары энергиялы және релятивистік нейтронды
жатқызуға болады.
Ультрасуық нейтрондар деп энергиясы аз болатын нейтрондар:
Еультрасуық3·10-7эВ
1.5.1
Суық нейтрондар деп энергиясы 0,025 эВ төмен:
Есуық0,025эВ
1.5.2
Суық және ультрасуық нейтрондардың ядролармен қарпып алу қимасы өте
жоғары. Олардың толқындық қасиеті өте күшті байқалады, сондай-ақ суық және
ультрасуық нейтрондардың толқын ұзындығы атомаралық қашықтықтан аса үлкен.
Суық және ультрасуық нейтрондарды пайдалану оларды алудан қиын. Энергиясы
Ежылулық =0,025 эВ жылулық нейтрондардың энергиясының ретін анықтайды.
Ежылулық=kT температуралық шкалада, мұндағы k - Больцман тұрақтысы, абсолют
температурасы үшін, жылулық нейтрондардың энергиясына сәйкес келетін,
Т=300К мәні алынады, яғни бөлменің температурасы. Олай болса, Ежылу
энергиясы нейтрондардың жылдамдықтарының ықтималдығына көбірек сәйкес
келеді.
Нейтрондарды құрамында сутегісі бар заттардан өткізу арқылы баяулатуға
болады (мыс: парафин, су). Осындай зттардан өткенде жылдам нейтрондар
ядролардан шашырайды және олардың энергиялары теңгерілгенше баяуланады
(мыс: баяулатқыш заттардың атомдарының жылулық қозғалысына, яғни жуықтап
kT шамасына).
Ядролық энергетикалық қондырғыларда бөлменің температурасынан да аса
жоғарылап кетуі мүмкін. Одан басқа, жылулық тепе - теңдікте болған кезде
нейтрондар жылдамдық бойынша разбросқа ие болады, энергия нейтрондардың
біраз бөлігінен үлкен болуы мүмкін. Сондықтан, әдетте жылулық нейтронға
шамамен 0,5 эВ дейінгі энергиялар жатады. Жылулық нейтрондар үшін де жұту
қимасы ядродан жеткілікті түрде үлкен. Бұл нейтрондарды алу өте үлкен
мөлшерде жақсы меңгерілген процесс болып табылады. Сондықтан жылулық
нейтрондар ядролық техникада кең көлемде қолданылады.
Нейтрондардың энергиясы 0,5 эВ - тан 1 кэВ дейінгі аралықты
резонанстық деп атайды. Сондықтан, бұл облыста орташа және ауыр ядролар
үшін толық нейтрондық қимасы жеткілікті үлкен және оның энергияға
байланысты графигі өзімен бірге қалың жиіліктік өткір резонанстарды
көрсетеді.
Энергиясы 1 - ден 100 кэВ дейінгі нейтрондарды аралық деп атайды.
Кейде аралық нейтрондарға резонанстық нейтрондарды да қосады (Кейде аралық
нейтрондарды резонанстық нейтрондар деп те атайды). Бұл облыстарда
энергиясы бөлек резонанстар қосылады және орташа қимасының энергиясынының
өсуімен құлайды. Жылдам нейтрондарға энергиясы шамамен 100 кэВ - тан 14 МэВ
дейінгі нейтрондардың ядролармен әсерлесу қимасы баяу нейтрондарға
қарағанда өте аз. Жылдам нейтрондардың қолданбалы мәнінің себебі,
нейтрондардың негізгі техникалық көзі ретінде ядролардың бөліну реакциясы
болып табылады. Одан кейін, бұл жылдам нейтрондардың бөлінуі кейде тікелей
қолданылады, ал көбінесе баяу түрде арнайы процестерде баяулатқышқа
айналады. Толықтыру үшін, 14 МэВ энергиядан жоғары нейтрондар
пайдаланылады.
7 - сурет. Уран изотопының бөліну қимасының
нейтрондардың энергиясына тәуелділігі
3. Ядромен әсерлесуде реакцияның бір түріне әр түрлі энергиядағы
нейтрон ғана тән. Баяу нейтрондардан бастайық. Бұл нейтрондардың энергиясы
ядролардың шкаласында нөлге жақын. Сондықтан, олар серпімсіз шашырау және
басқа эндотермиялық ... жалғасы
Сіз бұл жұмысты біздің қосымшамыз арқылы толығымен тегін көре аласыз.
2. Түйінді сөздер: ТІЗБЕКТІ РЕАКЦИЯ, СЫНДЫҚ МАССА, НЕЙТРОН, ЯДРОЛЫҚ
РЕАКТОР, БЕЛСЕНДІ АЙМАҚ, КӨБЕЮ КОЭФФИЦИЕНТІ, БАЯУ НЕЙТРОНДАР, ЖЫЛДАМ
НЕЙТРОНДАР .
3. Зерттеу объектісі: энергетикалық ядролық реактор
4. Жұмыстың мақсаты: энергетикалық ядролық реактордың қауіпсіздігін
қамтамасыз ететін ғылыми - техникалық құрал - жабдықтар мен
қолданыстағы әдістерге сараптама жасай отырып олардың ішіндегі осал
жерлерін анықтау, байқалған олқылықтардың орнын толтыру амалдарын
ұсыну.
5. Зерттеу әдісі: Теориялық есептеулер жүргізу, салыстыру.
МАЗМҰНЫ
Кіріспе
... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ..
... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... .5
І - тарау. Ядролық
реакторлар ... ... ... ... ... ... . ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ..
... ... ...8
1.1 Ядролық
реакциялар ... ... ... ... ... ... . ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ..
... ... ... ... ... ... ..8
1.2. Ядролық реакцияларда сақталу
заңдары ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ..11
1.3 Ядролық реакциялардағы энергияның
түрленуі ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ..14
1.4 Тізбекті
реакция ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ..
... ... ... ... ... ... ... .15
1.5 Әр түрлі энергиядағы нейтрондардың
қасиеті ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... 27
1.6 Уран ядроларының
бөлінуі ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ..
... ... ...32
1.7 Графит діңгектерінің нейтронды жұту ықтималдығы
... ... ... ... ... ... ... ... ... 35
ІІ - тарау. Атомдық электростанциялардың қауіпсіздігі
... ... ... ... ... ... ... ...38
2.1 Дүние жүзінде пайдаланылатын зерттеу
реакторлары ... ... ... ... ... ... ... ... ...38
2.2 Пайдалану кезіндегі
шаралар ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ..
... ...42
2.3 Апаттық күйдің болатыны туралы берілген белгі мен оған жауап
арасындағы уақытты үйлестіру
мәселелері ... ... ... ... ... ... . ... ... ... ... ... ... ...46
2.4 Ядролық энергетика дамуындағы болашақ
бағыттар ... ... ... ... ... ... ... ... ... .51
Қорытынды ... ... ... ... ... ... .. ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ..
... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... 57
Пайдаланылған
әдебиеттер ... ... ... ... ... ... . ... ... ... ... ... ... ... ... ... ... ..
... ... ... ... ... .58
Қысқартылған сөздер
АБЖ – Ақпаратты басқару жүйесі
АЭС - Атом электр станциясы
ЖСЭл – Жылу салушы элемент
ЖБЭл – Жылу бөлгіш элемент
ЖШЭл – Жылу шығарғыш элемент
МАГАТЭ - Международное агентство по атомной энергии
Кіріспе
Қазақстан энергетикалық қажеттілікті шешу жолында көп ізденістер жасап
жатыр. Соның ішінде қазіргі кезде қолданылып жатқан энергия көздері
негізінде мұнай мен көмір. Аздап су электр станциялары бар. Өз орнын қайта
толтыра алатын энергия көздерін де іздеп жатыр. (Күн, жел, майлы дақылдар
тағы басқа). Бұлардың бәрі қаулап өсіп келе жатқан энергия тапшылығын
ойдағыдай толтыра алмасы анық. Ал мұнай мен көмір экологиялық лас болғаны
былай тұрсын, көп кешікпей олардың жер қойнауындағы қоры да таусылады,
сондықтан қазір Қазақстан ғана емес, бүкіл дүние жүзі келешектің энергия
көзі ретінде ядролық энергияға көз салып отыр. Ядролық энергияны пайдалану
өткен ғасырдың 50 - ші жылдары басталды. Жарты ғасырдан артық уақыт ішінде
1500 - ден артық ядролық қондырғылар іске қосылды. Оның жартысына жуығы жер
бетіндегі жылжымайтын (стационар) қондырғылар болса, жартысынан көбі суда
жүзетін корабльдер мен сүңгуір қайықтарда орналасқан. Франция энергия
қажеттілігінің 80 пайызын ядролық реакторларда өндіреді, (Францияда
жылжымайтын 59 ядролық қондырғы бар). Европаның Англия, Германия, Бельгия
сияқты елдерінде энергетикалық қажеттіліктің жартысына жуығын ядролық
реакторлар қамтамасыз етеді. Оның үстіне ол реакторлардың көбісі отын
ретінде изотопын пайдаланады. Бұл изотоптың жер қыртысындағы қоры жер
бетін 2500 - 3000 жылдай энергиямен қамтамасыз етуге жетеді. Олай болса
Қазақстан да осы көшке ілесуі қажет, яғни негізгі энергия көзі ретінде
уранды пайдалануы керек. Оның үстіне Қазақстан уран қоры бойынша дүние
жүзіндегі ең қоры көп 10 елдің қатарында. Бірақ, елімізде ядролық
энергетика қажетті деңгейде дамымаған. (Ақтау қаласындағы БН - 350 жылдам
нейтронмен жұмыс істейтін, бірақ қазір жабылып орнына басқа типті реактор
салынып жатқан реакторды, Курчатов қаласындағы ғылыми - зерттеу жұмыстарын
жүргізуге арналған екі реактор мен Алматыдағы бір реакторды есепке
алмағанда).
Сонымен біз: қай елдің, қай фирманың жасаған реакторы жақсы, біздің
қажеттілігімізді қанағаттандырады? - деген сұраққа жанталаса жауап
іздеудеміз. Ол жауапты біз үшін басқа елдердің сараптамашылары жасай
алмайды. Бұл жерде біздің елдің мүддесін қорғайтын адам керек. Ол адам
тұқым - тұяғы осы жерде өсіп - өнетін, келешегін осы елмен ғана
байланыстырған адамдар болуы қажет. Реактор таңдаудың әдістеріне сараптама
жасап, көп еңбек еткен сондай мамандардың бірі - біздің отандасымыз
Ғаділбек Батырбеков [1]. Ғалым әлемдегі негізгі 19 типті реакторға
сараптама жасаған және реакторды таңдаудың 15 түрлі критерийін ұсынған.
Реактор таңдаудағы кездесетін проблемаларға мұқият тоқталған. Олар мыналар:
• Елімізде салынатын АЭС - терге қойылатын бірінші және негізгі талап –
олардың қауіпсіздігі. Жай ғана қауіпсіздік емес, ХХІ ғасырда адам
баласының ақыл - ойының жеткен ең жоғарғы қауіпсіздігімен қамтамасыз
етілген АЭС.
• Жоғарғы радиоактивті қоқыстарды көму, сақтау проблемасы.
• Радиоүрейден арылу проблемасы. Қазақстанда 1949 - 1991 жылдар
аралығында ядролық қаруды сынайтын бірнеше сынақ алаңдары болды
(Семей, Капустин - яр, үстірт, т.б.). Ол полигондардың маңайындағы
тұрғындар ядролық сәулелерден зардап шекті. Халық арасында ядро,
радиоактивтілік деген тіркестер үрей туғызады. Ядролық энергетикада
ядролық реактор, белсенді аймақ, радиоактивтілік қоқыс деген
сөздер жиі кездесетін болғандықтан, атом электр станциясын қарапайым
халық басымызға төніп тұрған тажал деп қабылдайтыны сөзсіз. Ал ғылыми
тұрғыдан қарағанда ядролық реактор атом бомбасы емес, реактор
орналасқан жер сынақ алаңы емес, керісінше бұл ең экологиялық таза,
жоғары технологиялық өндіріс екенін халыққа түсіндіру, соның
нәтижесінде жылдар бойы қалыптасқан үрейден елді арылту мәселесі қиын
мәселелердің бірі болып табылады.
• Кадрларды дайындау. Атом өнеркәсібі мен атом энергетикасы үшін ғылыми
және техникалық мамандарды дайындау тұрақты, үздіксіз, мәңгі іске
асырылып, уақыт талабына сай үнемі жаңартылып отыратын жалпы
халықтық, мемлекеттік іске айналуы қажет. Бұл міндетті орындау үшін
университеттерде, техникалық жоғарғы оқу орындарында атом
өнеркәсібі, ядролық реакторлар және энергетикалық қондырғылар
деген мамандықтарға мемлекеттік грант бөліп, кадрлар дайындауды
кейінге қалдырмай бастау керек. Ол мамандықтарды бітірушілер
келешекте атом электр станцияларын жобалайтын, құрастыратын, сынақтан
өткізіп пайдаланатын мамандар болып дайындықтан өтуі тиіс.
Міне, осы мамандардың ішінен бізге қажетті реакторларды басқа елден
сатып алуға сараптама жасайтын, яғни елімізге реактор таңдайтын, халқына,
жеріне шынайы жаны ашитын және дүние жүзіндегі жасалынып жатқан
реакторлардың қыр - сырын білетін әрі ғалым, әрі тәжірибесі мол адамдар
шығады. Ондай адамды ешбір ел бізге дайындап бермейді. Оның үстіне ондай
маманды дайындайтын елдер, әдетте, реакторды өздері жобалап, орнатып,
пайдаланып жатқан елдер болары сөзсіз. Ал біз болсақ сондай елдердің
бірінен реакторды сатып алып, жерімізге орналастыруды жоспарлап отырмыз.
Басқаша айтқанда бізге реактор сататын елден оның сататын реакторына сын
көзбен қарайтын маманды да дайындап бер деп сұрамақшымыз. Олар үшін бұл
өтінішті адал орындау өте қиынға соғады, себебі олар товар сататын ел, біз
сол товарды сатып алушы елміз. Сондықтан кімге болса да өзі шығарған
өнімнің қыр - сырын жетік білетін адамды сатып алушыға дайындап беру ол
елге көмектесу деген сөз. Басқаша айтқанда сатушы сатып алушыға өз
товарының жаман жағын жариялаумен бірдей. Сондықтан таңдаушыны товарға
мүдделі ел өзі дайындауы қажет. Ол үшін сол товардың дұрыстау дегенін
тәуекелге бел байлап біреуін сатып алу керек. Ол, әрине біздің
энергетикалық мұқтаждығымызды ашпайды, ол реакторды жан - жақты тәжірибе
жинақтап, өзгертулер енгізіп, ғылыми ізденістерді қалағанымызша жүргізу
үшін сатып алуымыз мүмкін.
Дипломның бірінші бөлімінде ядролық реакциялар, ядролық реакцияларда
сақталу заңдары, ядролық реакциялардағы энергияның түрленуі, тізбекті
реакция, әр түрлі энергиядағы нейтрондардың қасиеті, нейтрондардың әсерінен
болатын ядролық реакциялар, графит діңгектерінің нейтронды жұту
ықтималдығы, изотопын пайдаланудың ұтымды жақтары берілген. Ал екінші
бөлімде дүние жүзінле пайдаланылатын зерттеу реакторлары, атом
электростанциясын пайдалану кезіндегі шаралар, апаттық күйдің болатыны
туралы берілген белгі мен оған жауап арасындағы уақытты үйлестіру
мәселелері, ядролық энергетика дамуындағы болашақ бағыттар туралы
мәліметтер келтірілген. Оларға жасалған сараптамалар, қажетті есептердің
нәтижелері көрсетілген.
Қорытынды біз жасаған сараптамаларға сүйене отырып ұсыныстар берілген.
Соңында пайдаланған әдебиеттер тізімі көрсетілген.
І - тарау. Ядролық реакторлар
1.1 Ядролық реакциялар
Ядролық күштердің әсерінен екі бөлшек (екі ядро немесе ядро және
нуклон) бір - біріне арақашықтыққа жақындағанда интенсивті ядролық
әрекеттесуге ұшырайды, оның салдарынан ядро түрленуге ұшырайды. Бұл процесс
ядролық реакция деп аталады.
Жалпы түрде ядролық әрекеттесуді мынадай түрде жазуға болады .
Ядролық реакция кеңінен тараған түрі немесе қысқаша А(a,b)В деп
жазылады. Мұндағы А – бастапқы немесе нысана ядро, а – атқылаушы бөлшек, В
– туынды ядро, b- ядродан бөлінетін бөлшек. Тұңғыш ядролық реакцияны, -
бөлшектермен азот ядросын атқылағанда оның оттегі ядросына түрленуін 1919
жылы Э.Резерфорд жүзеге асырған еді:
немесе
1.1.1
Бұдан басқа да ядролық реакция каналдарын жазуға болады.
Ядролық реакция кезінде энергияның сақталу заңы, зарядтың сақталу заңы,
нуклондар санының сақталуы, импуоьс және импульс моментінің сақталу заңы,
жұптылықтың сақталу заңы, изотоптың спинның сақталу заңдары орындалуы
мүмкін.
1. Электр зарядының және нуклондар санының (бариондар зарядының)
сақталу заңы. Барлық жағдайларда реакцияға түсетін бөлшектердің
зарядтарының қосындысы реакциядан кейінгі бөлшектердің
зарядтарының қосындысына тең. Сонымен қатар қарапайым типті
реакцияларда (антибөлшектер түзбейтін реакциялар) нуклондардың
жалпы саны сақталады.
Табиғи радиоактивті ыдырау кезінде де атом ядросының туынды ядроға
түрленетіні белгілі. Ядролық реакцияда да осындай өзгерістер болады. Ұқсас
сияқты болғанымен, басты айырмашылығы мынада: радиоактивті ыдырау, сыртқы
әсерсіз, өздігінен өтеді, ал ядролық реакция атқылаушы бөлшектің әсерінен
жүзеге асырылады.
Реакция Электр зарядының сақталуыНуклондардың сақталуы
1+1=2+0 2+2=3+1
1+3=4+0 1+7=7+1
0+4=2*2+0 0+9=2*4+1
0+1=1+0 0+2=1+1
0+16=15+1 1+32=32+1
2+7=8+1 4+14=17+1
Ядролық реакциялардағы энергияның сақталу заңдары. Ядролық реакцияларда
энергияның, импульстің, импульс моментінің, электр зарядының және нуклондар
санының сақталу заңдары орындалады. Сақталу заңдары негізінде ядролық
реакциялардың қалай өтуі мүмкін екенін алдын ала пайымдауға болады.
Ядролық реакцияның өту механизімі. Ядролық реакция өту үшін бөлшектер
немесе ядролардың ядролық күштердің әсер ету аумағына енуі, яғни см
дейінгі қашықтыққа жақындау қажет. Оң зарядталған бөлшектің немесе ядроның
нысана ядроға жақындауы оларға кулондық тебілу күштерін жеңе алатындай
мөлшерде кинетикалық энергия берілгенде ғана жүзеге асады. Ал нейтрон
сияқты зарядталмаған бөлшектің ядроға енуі көп кинетикалық энергияны қажет
етпейді, нейтронның ашылуы ядролық реакцияларды зерттеудегі маңызды бет
бұрыс болды.
Реакция өтуі үшін зарядталған бөлшектер мен атом ядроларына электр
немесе магнит өрістерінде ондаған мегаэлектронвольттан жүздеген
гигаэлектронвольтқа дейінгі энергия арнайы үдеткіштерде (циклотрон,
синхрофазотрон және т.б.) үдетілу нәтижесінде беріледі.
Атқылаушы бөлшектердің энергиясы аса жоғары болмағанда 1936 жылы Н.Бор
ұсынған ядролық реакцияның механизміне сәйкес реакция екі кезең арқылы
өтеді. Әуелі атқылаушы бөлшек нысана ядроға соқтыққанда ядро оны қармайды
(1-сурет). Осының нәтижесінде қозған күйдегі құрама ядро пайда болады.
Күшті әрекеттесу салдарынан ядроның қозу энергиясы барлық нуклондарға тез
бөлініп, таралып кетеді. Енді әрбір нуклонның энергиясы оның ядродан ыршып
шығуынан жеткіліксіз. Әрекеттесу нәтижесінде нуклондар бір – бірімен
энергия алмаса бастайды. Кездейсоқ бір мезетте, бір нуклонда немесе
нуклондар тобында жинақталған энергия, ядроның байланыс энергиясынан артық
болады. Соның әсерінен реакцияның екінші кезеңі басталып, құрама ядро
ыдырауға ұшырайды. Ядроның ыдырау жолдары протондық, нейтрондық, -
бөлшектің және т.б. болуы мүмкін. Осылайша ядролық реакцияны жүзеге асыру,
нысана ядроны протондармен, дейтрондармен (ауыр сутегінің ), -
бөлшектерімен және ауыр элементтердің көп зарядты иондарымен де атқылау
нәтижесінде өтеді [1]
Ядролық физикада ядролық сипаттылық уақыт ұғымы ендіріледі. Бұл
бөлшектің ядроның диаметріне тең (м) арақашықтықты ұшып өтуіне қажет
болған уақыт. Мысалыға энергиясы 1МэВ (мс жылдамдыққа сәйкес) болған
бөлшектің ядролық сипаттылық уақыты с. Бір жағынан, құрама ядроның
өмір сүру уақыты с тең екені дәлелденген. Яғни құрайды. Бұл
құрама ядроның өмір сүру уақыты кезінде нуклондардың өзара тек көп
соқтығысуы мүмкін екенін білдіреді. Яғни нуклондар арасында энергияның
қайта орнықтырылуы мүмкін. Құрама ядро ұзақ өмір сүргені соншалық, ол
тіпті, қалай пайда болғанын ұмытып қалады. Сондықтан құрама ядроның
ыдырау сипаты (бөлініп шығатын бөлшек), яғни ядролық реакцияның
екінші сатысы оның пайда болу сипатына, яғни бірінші сатыға байланысты
емес.
Егер бөлініп шыққан бөлшек қарпылған бөлшекпен теңгерілсе, онда
(14.1) схемасы бөлшектредің шашырауын былай сипаттайды: болғанда –
серпімді, кезінде серпімсіз. Егер бөлініп шыққан бөлшек қарпылған
бөлшекпен теңгерілмесе (), онда ядролық реакцияның түрі күрделі.
Кейбір реакциялар құрама ядро түзбестен өтуі мүмкін, ондай
реакцияларды тіке ядролық әсерлесулер деп атайды (мысалы, жылдам
нуклондардың және дейтрондардың әсерінен болатын реакциялар).
Ядролық реакциялар келесі белгілер бойынша жіктеледі:
1) Реакцияға қатысатын бөлшектердің типіне қарай – нейтрондардың
әсерінен болатын реакциялар, зарядталған бөлшектердің (мысалыға:
протонның, дейтронның, - бөлшектің) әсерінен болатын
реакциялар, - кванттардың әсерінен болатын реакциялар.
2) Реакцияны тудыратын бөлшектердің энергиясы бойынша – төмен энергиялы
реакциялар (эВ – тарда, негізінен нейтрондардың қатысуымен өтетін
реакциялар); -кванттардың және зарядталған бөлшектердің
(протон, - бөлшек) қатысуымен болатын орташа энергияларда
өтетін реакциялар (бірнеше МэВ – терде); жоғары энергиялы реакциялар
(жүздеген, мыңдаған МэВ), еркін күйлерінде кездеспейтін элементар
бөлшектерді алуға және оларды зерттеуге өте қажет реакциялар.
3) Реакцияға қатысатын ядролардың типіне қарай – жеңіл ядролармен
өтетін (); орта ядролармен () және ауыр ядролармен ()
өтетін реакциялар.
4) Ядролық түрленулердің сипатына қарай – нейтрондар бөлініп шығатын
реакциялар, зарядталған бөлшектерді бөліп шығаратын реакциялар,
қарпу реакциялары (бұл реакцияларда құрама ядро ешқандай бөлшекті
бөліп шығармай, тек бір не бірнеше - кванттарды шығарып жіберіп
негізгі күйге қайта оралады).
.
1.2 Ядролық рекцияларда сақталу заңдары
Ұшқан бөлшектердің салыстырмалы аз ( 100 МэВ) энергияларында өтетін
ядролық реакцияларда бірнеше сақталу заңдары орындалады:
1. Электр зарядының сақталу заңы
2. Нуклондар санының сақталу заңы
3. Энергияның сақталу заңы
4. Импульстің сақталу заңы
5. Қозғалыс саны моментінің сақталу заңы
Осы бес сақталу заңдары ядролық, электромагниттік және әлсіз
әрекеттесу әсерінен жүретн барлық реакциялар типтерінде орындалады. Ядролық
және электромагниттік әрекеттесу нәтижесінде жүретін реакцияларда сонымен
қатар кеңдік жұптылығының сақталу заңы орындалады. Ал ядролық әсерлесу
нәтижесінде өтетін ядролық реакцияларда изотоптық спин және оның
проекциясының сақталу заңы орындалады.
Электр заряды мен нуклондар санының сақталу заңы
Электр заряды мен нуклондар санының сақталу заңынан электр зарядының
жиынтығы мен әрекеттесуге енуші толық нуклондар саны ядролық реакциялар
нәтижесінде сақталуы қажет. Электр заряды мен нуклондар санының сақталу
заңдарын қолдана отырып белгісіз реакция өнімін анықтауға болады. p +
7Li 4He + x ядролық реакция үшін белгісіз x өнім -бөлшек
болатындығын табуға болады.
Zнач = Z(p) + Z(7Li) = 1 + 3 = 4 = Zкон = Z(4He) + Z(x) = 2 + Z(x)
Z(x)=2
Aнач = A(p)+A(7Li) = 1 + 7 = 8 = Aкон = A(4He) + A(x) = 4 + A(x)
A(x) = 4
Энергия мен импульстің сақталу заңдары
Энергия және импульстің сақталу заңдары бөлшектердің алдын және
кейін әсерлесуінуң келесі импульс және энергия арақатынастарына әкелді.
a + A = b + B
1.2.1
Ea + EA = Eb + EB
1.2.2
1.2.2 арақатынастағы Ea, EA, Eb, EB – бөлшектің толық энергиясы
,
1.2.3
,
1.2.4
,
1.2.5
.
1.2.6
Бөлшектің кинетикалық энергиясы келесі формуламен анықталады:
T = E - mc2 .
1.2.7
Реакция энергиясы және реакция табалдырығы. 1.2.7 қолдана отырып
және кинетикалық энергия мен тыныштық массасын ескеріп 1.2.2 арақатынасты
келесі түрдегідей етіп түрлендіреміз
Ta + mac2 + TA + mAc2 = Tb + mbc2 +
TB + mBc2 , 1.2.8
Ta + TA + = Tb + TB - Q .
1.2.9
Мұнда, Q = mac2 + mAc2 - mbc2 - mBc2 – реакция энергиясы.
Реакция энергиясы – ядролық реакция процессіндегі бөлінетін және
жұтылатын кинетикалық энергия. Ол бастапқы және соңғы күйлердегі бөлшектің
тыныштық энергиясының айырымына тең. Q 0 болғандағы реакция
экзотермиялық деп аталады, олар ұшушы бөлшектің кез келген энергиясында
энергияның шығуымен жүреді. Q 0 болса, реакция эндотермиялық. Серпімді
шашырау реакцияларында Q = 0. Эндотермиялық реакция болуы үшін екпіндеген
бөлшек Tтаб реакция табалдырығының кейбір шамасынан асуы керек.
Реакция табалдырығы ядролық реакция мүмкін болатын лабораториялық
координаталар жүйесіндегі бөлшектің минимал кинетикалық энергиясы.
1.2.10а
немесе
1.2.10б
мұндағы, Q –реакция энергиясы, ma – екпіндеген бөлшек массасы, mA – нысана
ядросының массасы.
Релятивистік емес жуықтауда (Q 2mAc2)
1.2.10в
Соңғы күйдегі кез келген сандағы бөлшектің реакциясы үшін де (10б)
арақатынасы орынды.
(1.2.10б - 1.2.10в) арақатынасынан реакция табалдырығы реакция
энергиясымен сәйкес келмейтіндігі көрініп тұр. Q инерция центрі
жүйесіндегі ядролық реакция табалдырығы екендігі көрінеді. Сондықтан да
Tтаб реакция табалдырығы әрқашанда Q реакция энергиясынан үлкен.
Қозғалыс саны моментінің сақталу заңы
Ядролық реакцияларда тұйық жүйенің қозғалыс санының толық
моменті сақталады. Қозғалыс саны моментнің сақталу заңы – аддитивті заң.
a + A b + B реакциясы үшін мынаны жазуға болады
i = f,
1.1.11
мұнда, i ,f – бастапқы және соңғы күйлердегі қозғалыс санының
толық моменті,
i = A + a +a
и f = B + b +b,1.1.12
мұнда, A,a, B, b - a, A, b, B бөлшектердің
(ядролардың) спині, a – а бөлшектің А - ға қатысты орбитальдік
моменті, b - b бөлшектің B - ге қатысты орбитальдік моменті.
Орбитальдік моменттер тек қана бүтін санға ие [бүтін сандық мәнге ие]. l =
0 үшін бөлшектің салыстырмалы қозғалысын бейнелейтін толқындық функция
сфералы - симметриялық, l 0 үшін бұл функция cosl - ге тәулді
( - шашырау бұрышы).
квантты - механикалық вектор үшін оның 2 = J(J + 1)
модулінің квадраты мен Jz. өсіне проекциясы бір уақытта анықталуы мүмкін.
Jz проекциясы J - ден – J - ге дейінгі диапазондағы әртүрлі мәндерді
қабылдауы мүмкін. 1 + 2 екі кванттық векторлардың қосындысы J1 -
J2, J1 - J2 + 1, ..., J1 + J2 - 1, J1 + J2. мәндерді қабылдауы мүмкін
Кеңдік жұптылығының сақталу заңы
Күшті және электромагниттік әсерлесулерде Р кеңдік жұптылығы
сақтады. Ал әлсіз әсерлесуде сақталмайды. Жұптылықтың сақталу заңы –
мультипликативті заң. a + A b + B ядролық реакциясы үшін мынаны жазуға
болады:
,
1.2.13
мұндағы, Pa, PA, Pb, PB - a, A, b, B бөлшектердің (ядролардың) ішкі
жұптылығы, la, lb – салыстырмалы орбитальді моменттер.
Электрлік фотондар (-1)j , ал магнитік фотондар (-1)j+1
жұптылықтарына ие. мұндағы, j – фотоннның мультипольдігі.
Изотоптық спиннің сақталу заңы
Егер процесс күшті әсерлесу нәтижесінен пайда болатын болса жалпы
изоспиннің жиынтығы мен оның Iz проекциясы сақталады.
Электромагниттік процесстерде тек изоспиннің проекциясы ғана сақталады, ал
әлсіз әсерлесуде изоспин мен оның проекциясы сақталмайды.
Электромагниттік дипольдік өтулер үшін I = 0, 1
сұрыпталу ережесі орындалады. Изотоптық спиннің сақталу заңы –
аддитивті заң.
Күшті әсерлесу арқылы өтетін a + A b + B реакциясы үшін
a + A = b + B,
1.2.14
мұндағы, a,A,b,B - кіріс және шығыс каналдарындағы a,
A, b, B бөлшектерінің (ядроларының) изотопиялық спині.
Әртүрлі энергетикалық күйлердегі ядролар Imin = (N-Z)2 ден Imax
= A2 –ге дейінгі изоспиннің әртүрлі мәндеріне ие бола алады.
Ядро үшін Iz изоспин проекциясы барлық нуклондар изоспинінің
жиынтығына тең:
Iz = (Z - N)2.
1.2.15
Ядроның негізгі күйіндегі изоспиннің сандық мәні оның Iz
проекциясының модуліне тең:
I = Iz = (Z - N)2.
1.2.16
1.3 Ядролық реакциялардағы энергияның түрленуі
Ядролық реакцияларда ядролық түрленумен қабаттаса оның ішкі энергиясы,
яғни байланыс энергиясы өзгереді. Масса мен энергияның өзара байланыс заңын
ескере отырып, реакциялардағы энергияның өзгерісін есептеуге болады.
Ядролық реакциялар үшін энергияның сақталу заңын жазайық: Мұндағы
мен реакцияға түскенге дейінгі және реакциядан кейінгі
жүйелердің тыныштық энергиялары, және - сәйкесінше олардың
кинетикалық энергиялары.
схемасы бойынша өтетін реакцияның энергиясын сипаттау үшін
төмендегі формуланы пайдаланайық:
1.3.1
Формуланы түрлендіру арқылы біз мынадай
1.3.2
теңдеуді аламыз.
Бөлшектер мен ядролардың реакцияға түскенге дейінгі және реакциядан
кейінгі тыныштық энергияның айырымын ядролық реакцияның энергетикалық шығуы
деп атаймыз. Егер 0 болса, онда реакцияда энергия бөлінеді, тыныштық
энергияларының есесінен реакция өнімдерінің кинетикалық энергиясы артады.
Демек, ядролық реакция кезіндегі кинетикалық энергиялардың өзгеруі
реакцияға қатысқан бөлшектер мен ядролардың тыныштық энергияларының
өзгерісіне тең. Мұндай реакция экзотермиялық деп аталады. Егер 0
болса, онда реакция кезінде энергия жұтылады, кинетикалық энергияның кему
есебінен жүйенің тыныштық энергиясы (массасы) артады. Осындай реакция
эндотермиялық деп аталады. Ядролық реакция кезінде бөлініп шығатын
энергияның мөлшері орасан көп. Ядролық энергияны адамзат игілігіне
пайдалана білудің қауіпсіздігін және тиімділігін арттыру – қазіргі
замандағы ғылымның алдындағы күрделі мәселелердің бірі.
1.4 Тізбекті реакция
Ядролық реактор деп - ядролардың басқарылатын бөліну реакциясын жүзеге
асыратын құрылғыны айтады. Тізбекті реакцияларды туғызатын нейтрондардың
энергиясына қарай реакторлар баяу нейтрондық, аралық нейтрондық, жоғарғы
нейтрондық болып бөлінеді.
Кез - келген реактор мынадай бөліктерден тұрады:
а) активті аймақ, ол әлбетте, нейтрондарды шағылдырғышпен қоршалады;
б) жылу тасығыш;
в) басқару жүйесі;
г) радиациялық қорған;
д) басқа конструкциялық элементтер;
е) алыстан басқарылатын тетік.
Реактордың жұмысы кезінде мынадай оқиғалар орын алады:
а) бөлінудің экзотермиялығынан жылу бөлінеді;
б) ядролық отын жанады және қайта өндіріледі;
в) активті өңірдің, күші радиактивті және нейтронды жұтуы мүмкін;
д) жарқыншақтармен ластануы;
г) қорған мен конструкциялық материалдың нейтрондармен ластануы
олардың екінші реттік радиоактивтілігін туғызады және олардың физикалық -
химиялық қасиеттерін өзгертеді.
Реактордың негізгі сипаттамасы – оның қуатының уақыт бірлігінде
өндіретін жылу энергиясының мөлшері. Оны мегаваттпен өлшейді.
Реакторлардың түрлері көп.
Оларға тән құрылымдардың біреуінің үлгісі 2 – ші суретте көрсетілген.
Жылулық нейтрондардағы реакторлардың жұмыс істеу принципін қарастырайық.
Реактордың активті зонасында жылу бөлуші элемент (ядролық отын) 1 және
баяулатқыш 2 орналасқан. Онда нейтрондар жылулық жылдамдықтарға дейін
баяулатылады. Жылу бөлуші элементтер (твэлдер) бөлінуші материалдан
жасалған блоктар болып табылады. Олар нейтрондарды әлсіз жұтатын
герметикалық қабатпен қапталған. Ядролардың бөлінуінен пайда болған
энергияның әсерінен твэлдер қызады, сондықтан оларды суыту үшін жылу
тасымалдығыштар ағынына орнатылады. Нейтрондардың сыртқа шығуын азайту үшін
активті зона қайтарғыштармен екі қоршалған. Тізбекті реакцияны басқару
нейтрондарды аса жақсы жұтатын материалдардан (мысалы, B, Cd) жасалған
басқарушы стержендер 5 арқылы іске асады. Реакторды сыртынан -
сәулелер мен нейтрондарды өткізбейтін, қорғаушы қабатпен 4 қоршалған.
Реактордың параметрі сондай етіп алынады, стержендер толық түсірілгенде
реакция толық тоқтайтындай және оларды жайлап көтергенде нейтрондардың
көбею коэффициенті артып, стерженнің белгілі бір орнында бұл коэффициент
бірге тең болады.
Ядролық реакторларды былайша ажыратады:
1. Активті зонадағы материалдардың сипатына қарай: бөлінуші және
шикізат ретінде пайдаланылады, баяулатқыш ретінде –
су (кәдімгі және ауыр), графит, берилий, органикалық
сұйықтықтар және т.б. қолданылады, ал жылу тасымалдағыштар
ретінде – ауа, су, су буы, және т.б.
2. Активті зонадағы ядролық отын мен баяулатқыштың орналасу сипаты
бойынша: гомогенді (екі зат бір - бірімен біртекті орналасқан)
және гетерогенді (екі зат блок түрінде жеке - жеке орналасады).
3. Нейтрондардың энергиясы бойынша: жылулық және шапшаң
нейтрондардағы реакторлар. Соңғысында бөліну нейтрондары
қолданылады және баяулатқышы болмайды.
4. Режимінің типіне қарай: үздіксіз және импульстік.
5. Мақсатына қарай: энергетикалық, зерттеуші, жаңа бөлінуші
материалдар өндіруші, радиоактивті изотоптарды өндіруші және
т.б. реакторлар.
Қарастырылған сипаттарға сәйкес және уран – графиттік, су – сулы,
графит – газдық реактролар және т.б. атаулар қалыптасқан.
Реакторлардың ішінде энергетикалық реакторлар, көбейткіштер ерекше
орын алады. Оларды электр энергиясын өндірумен қатар
1.4.1
немесе
1.4.2
реакциясының нәтижесінде ядролық отынның өндірілу процесі өтеді. Бұл табиғи
немесе әлсіз байытылған урандағы реакторда изотопы ғана емес,
изотопы да қолданылатынын білдіреді. Қазіргі кезде жылдам
нейтрондардағы реакторлар отын өндіру мен ядролық энергетиканың негізі
болып табылады.
1 – ядролық отын, 2 - баяулатқыш, 3 - нейтрондарды шағылдырғыш,
4 - қорғағыш, 5 – басқаратын стержендер.
1- сурет. Ядролық реактордың схемасы
Осы кезде реактор жұмыс істей бастайды. Реактордың жұмыс істеу
барысында активті зонадағы бөлінуші материалдардың мөлшері азаяды және ол
бөліну жарқыншақтарымен ластана бастайды. Бұл кесектердің ішінде
нейтрондарды аса жақсы жұтатындары да болуы мүмкін. Реакция тоқтап қалмас
үшін автоматтық құрылғылардың көмегімен біртіндеп активті зонадан басқарушы
стержендерді алып тастайды (көбінеше арнайы компенсациялаушыларды).
Реакцияны осылайша басқару бөлінуші ядролардан 1 мин - ке дейін
кешігумен шыққан кешігуші нейтрондардың арқасында мүмкін болады. Ядролық
отын жанып біткенде реакция тоқтайды. Реактордың ендігі жаңадан іске
қосылуы үшін жанып біткен отынды алып, орнына жаңасын салады. Реакторда
сонымен қатар, төтенше стержендер бар.
2 - сурет. Реактордың жалпы түрі
Реактордың басты бөлігі белсенді аймақ. Онда бөліну реакциясы өтеді,
яғни энергия бөлініп шығады. Жылулық және аралық нейтрондық реакторларда
белсенді аймақ, әлбетте, бөлінбейтін изотоппен араластырылған отын мен
баяулатқыштан тұрады. Жылдам нейтрондық реакторлардың белсенді аймағында
баяулатқыш болмайды. Шапшаң нейтронды реактор – ядролық отын бөлінудің
тізбекті реакциясын шапшаң нейтрондар арқылы жүзеге асатын ядролық реактор.
Шапшаң нейтронды жұтқан бөлінбейтін изотоптар одан әрі қарай бөлінетін
ядролық отынның қайта түзілуіне (мыс., 238 изотопы 239 изотопына айналады)
себепші болады. Мұның өзі реакторда пайдаланылмай қалған уранды толығымен
пайдалануға мүмкіндік береді. Отынның қайта “түзілу аймағы” реактор
корпусындағы активті аймақты қоршап жатады. Энергетикалық шапшаң нейтронды
реакторда қыздырылған жылу тасығыш (негізінен сұйық ) өз жылуын
жұмыстық ортаға береді, радиоактивті турбиналық бөлікке өтіп кетпес
үшін реакторлық және бу өндіруші бөліктер бір - бірінен аралық қабатпен
оқшауланады.
Ақтау қаласындағы атом электр станциясы (АЭС) үшін ЖЭО және дистилденген
су шығаратын зауыт Маңғыстау атом энергетика кешені (МАЭК) құрамына
қарайды. Дүние жүзіндегі шапшаң нейтронмен жұмыс істейтін ең алғаш және
бірінші болып жұмыс істеп шыққан станса. Стансаны бөлшектеу жұмыстары көп
уақытқа созылады, сондықтан жылуды сілтіге айналдыратын зауыт салынуда.
Оның жанында бұл өнімдерді цементтелген тасқа айналдырып көптеген жылдарға
сақтауға арнап екінші зауыт салынуда.
АЭС - да реактордың екінші түрі – баяу нейтронда және шапшаң нейтронда
жұмыс істейтін реакторлар қолданылады. Баяу нейтронда жұмыс істейтін
реактордың тиімділігі шамалы, өйткені оларда тек уран – 235 “жағылады”, ал
табиғатта кең таралған уран – 238 пайдаланылмайды. Мұндай айтарлықтай
кемшілікті шапшаң нейтронда жұмыс істейтін реактордың жәрдемімен ғана жоюға
болады. Олар уран – 238 - дің изотобын тиімділігі жоғары жаңа ядролық отын
– Pu – 239 - ға айналдырады, ал ол энергия көзі болып табылады. Мұнда
жаңадан пайда болатын плутонийдың мөлшері жанып кеткен мөлшерінен кемінде
1,5 есе артық болады. Бұл ядролық отынды көп мөлшерде үнемдеуге мүмкіндік
береді. Нейтрондардың ағып, сыртқа шығып кетуін азайту мақсатымен белсенді
аймақты сфералық немесе оған жақын (мысалы, диаметрі мен биіктігі бірдей
дерлік цилиндр немесе текше) пішінде жасайды.
Отын мен баяулатқыштың салыстырмалы орналасуына қарай гомогендік және
гетерогендік реакторлар болады. Гетерогендік реакторлар көбірек таралған.
Оларда активті өңір баяулатқыштан тұрады. Баяулатқышта жасалған қуыстарға
отын салынған кассеттер орналастырылады. Осы қуыстар арқылы жылу тасығыш та
ағады. Жылу отын салынған кассеттерде бөлініп шығады. Осыдан оларды жылу
бөлгіш элементтер (ЖБЭ) деп атайды.
Нейтрондардың ағып шығып кетпеуінің ықтималдығын арттыру үшін
реактордың активті өңірін әр түрлі нейтрон шағылдырғыштармен қоршайды.
Жылдам нейтрондармен жұмыс істейтін реакторларда шағылтқыштың орамына
жылулық нейтрондармен бөлінбейтін, есесіне бөлінгіш изотоптарды қайта
өндіруге қабілетті немесе изотоптарымен байытады. Мұндай
шашыратқыштың альведосы кемиді, бірақ отынның қайта өшірілуін күшейтеді.
Оны қайта өндіру өңірі деп атайды. Активті өңірден энергияны жылу
тасығыштың көмегімен шығарады. Жылу тасығыштарға қатаң талаптар қойылады:
олардың жылу сыйымдылығы үлкен, нейтронды жұту қабілеті төмен, химиялық
активтілігі төмен болуы тиіс. Бұл талаптардың бәрін бірдей
қанағаттандыратын зат жоқ. Сондықтан, әр түрлі реакторларда әр түрлі (су,
ауыр су, су буы, газ - сұйық натрий) жылу тасығыштар қолданылады.
Реакторлар қолдануына қарай энергетикалық, өндірістік және зерттеу
реакторы болып бөлінеді. Энергетикалық реакторларда ядролық отынның бөліну
энергиясы энергияның басқа түріне айналады. Өндірістік реакторларда бөліну
кезінде шығатын басы артық нейтрондар жаңа изотоптар алуға қолданылады.
Зерттеу реакторында нейтрондар шоқтары, материал зерттеуде және басқа
физикалық және техникалық эксперименттерде қолданылады.
Тізбекті ядролық реакцияларды бейбітшілік мақсаттарда пайдалану үшін
ядролық реактор қолданылады. Реакторларда тізбекті реакция реттелетін
режимде өтеді.
Ауыр ядролар бөлінгенде, ядролық реакцияның ерекше бір түрі өтуі мүмкін.
1939 жылы тәжірибеде келесі құбылыс ашылды. Нейтрон уран изотоп
ядросымен соқтығысқанда, ядро екі немесе үш сыныққа бөлінеді, оларға қоса 2
немесе 3 нейтрон шығарылады. Бұл нейтрондар жаңадан 2 - 3 уран ядроларымен
соқтығысып, жаңадан 6 - 9n шығарылуы мүмкін т.с.с. Жаңадан ядролар санын
көбейте іліктіріп, процесс өз бетімен жалғасуы мүмкін. Бұл процесті
тізбекті ядролық реакция деп атаймыз.
Бір уран ядросы бөлінгенде 200 МэВ - қа жуық энергия шығарылады. 1 кг
уран ядролары бөлінгенде - ге жуық энергия шығарылады. Бұл 1кг тас
көмірді жаққанда шығатын энергиядан 2,5 млн есе артық. Табиғи уранда
ядросының тізбекті бөліну реакциясы өтпейді, себебі табиғи - ның
құрамында 99,3%, уранның 238 изотопы және тек қана 0,7% , уран
235 изотопы бар. Бөліну реакциясында шығарылған нейтронның әсерінен бөліну
қабілеті тек қана уран 235 изотопқа тән.
- рет бөліну болғаннан кейінгі - ұрпақтық нейтрондардың саны
болады. Нейтрондардың әр ұрпағының өмірі Сонда нейтрондардың 80
ұрпағы өту үшін уақыт керек. Осы уақытта нейтрондар туып
(140 г жуық) уран ядроларын бөледі. Бұл бөліністерде бөлініп шығатын
энергия болады.
Егер реакцияның дамуына ешқандай тосқауыл болмаса, ішінде туған
нейтрондардың саны Бүкіл әлемнің көрінетін бөлігіндегі бөлшектер санынан
асып кетер еді. Осы бөлінетін ядролардың санының тасқындық өсу құбылысын
тізбекті бөліну реакциясы дейміз.
3 - сурет. Белсенді аймақ
4 - сурет. Энергетикалық ядролық реактордың кескіні
5 - сурет. Реактор залының жалпы көрінісі
6 - сурет. Энергетикалық ядролық реактордың сыртқы көрінісі
Жалпы тізбекті реакция деп белгілі реакция келесі дәл сондай реакция
туғызатын процесті айтамыз.
Сонымен тізбекті реакция нейтрондардың бұрыннан белгілі жұтылу,
баяулау және диффузия құбылыстарымен қатар, олардың көбеюі болатын ортада
ғана өтеді. Ондай ортаны белсенді аймақ дейміз. Нейтрондардың көбею
қарқынын сипаттайтын физикалық шаманы нейтрондардың ортадағы көбею
коэффициенті дейміз. Көбею коэффициенті деп нейтрондардың бір
ұрпағындағы санының оның алдындағы ұрпақтағы санына қатынасын айтады.
мөлшері шексіз ортадағы нейтрондардың көбею коэффициенті. Осыған
ұқсас физикалық (шектелген мөлшерлі) жүйедегі нейтрондардың көбею
коэффициенті k енгізіледі. Егер бірінші ұрпақта нейтрондардың санын – N деп
алсақ, онда келесі буында олардың саны kN – ге (n-ші ұрпақта олардың саны
) тең болады. Яғни бір буынға сәйкес нейтрондар санының өсуі dN = kN
– N = N (k - 1). Егер k=1 болса, нейтрондардың саны уақыт бойынша өзгермей
бөліну тұрақты өтеді. k1 реакция сөніп қалады, ал k1 реакцияның қарқыны
тез өсіп, қопарылыс болу мүмкін. k=1 болса, реакцияның күйі сындық, k1
болса, сындықтан жоғары (надкризистік), k1 болса, сындықтан төмен
(подкризистік) делінеді. Нейтрондардың ұрпақ ауысуы деп - бір ұрпақтық
нейтрондардың бәрінің жұтылып олардың орнына басқа жаңа нейтрондардың пайда
болу құбылысы аталады. Ал, бұған жұмсалатын уақыттың орташа мәнін
нейтрон ұрпағының өмірі деп атаймыз. Оның мәні ортаның қасиетіне күшті
тәуелді және аралығында жатады. Осыдан нейтрондардың санының уақыт
бойынша өзгеру жылдамдығы
1.4.3
осыдан нейтрондар санының уақытқа тәуелділігі
не N = Nо e(k-1)kT
1.4.3
шығады. Мұндағы, Nо - бастапқы уақыт моментіндегі нейтрондар саны,
N - олардың t уақыт моментіндегі саны.
N ( k - 1) белгісімен анықталады.
Нейтрондардың ұрпақтық өмірінің өте қысқалығынан, басқарылатын
тізбектік бөліну реакциясы кезінде k=1 мәнінің өте үлкен дәлдікпен
қамтамасыз ету қажеттілігі туады. Мысалы, k=1,005 болса қондырғы лезде
қопарылысқа ұшырайды.
Көбею коэффициенті ең алдымен бір бөліну кезінде шығатын нейтрондардың
ν санына тәуелді. Көбею коэффициенті k≥1 болу үшін бөліну
реакциясы кезінде бөлініп шығатын нейтрондардың саны жеткілікті болуы тиіс.
Ол сан отынның тегі мен нейтрондардың энергиясына тәуелді болады. 1 - ші
кестеде ядролық энергетикада қолданылатын изотоптар үшін бөліну барысында
бөлініп шығатын нейтрондардың орташа саны тиетін нейтрондардың энергиясының
екі (0,02 МэВ және 1 МэВ) мәні үшін берілген.
Нейтрондардың ауыр ядроларымен әсерлесуі кезінде ядролар бөлініп қана
қоймайды, олардың нейтрондарды радиациялық қарпуы да мүмкін. Радиациялық
қарпуға тек қана отынның ядролары емес, басқа ядролар да қатысуы мүмкін.
Уранмен жұмыс істейтін реакторлар үшін ол - ядросы. Радиациялық қарпу
бөлінумен бәсекелес өтіп, көбею коэффициентін кемітеді. Осыдан көбею
коэффициенті уран ядроларымен қарпылған нейтрондардың ішінде оны
бөлетіндерінің
1.4.4
үлесіне тәуелді болады.
мұндағы, пен ядросының бөліну қимасы мен оның отынның
құрамындағы үлесі,
отынның құрамындағы ядросының үлесі,
ші ядроның радиациялық қарпуға қимасы тең
болады.
Бірлік бөліну кезінде туатын нейтрондардың саны мен бөлуге қатысатын
нейтрондардың үлесін бірден ескеру үшін
1.4.5
коэффициентін енгізеді. коэффициенті де әрине, отынның тегі мен
нейтрондардың энергиясына тәуелді. Ең маңызды бөлінетін изотоптар үшін бұл
коэффициенттердің мәндері де 1 - ші кестеде көрсетілген. шамасы
отынның ең маңызды көрсеткіші. Тізбекті реакция өту үшін бірден үлкен
болуы тиіс: . бірден қанша үлкен болса, отынның сапасы сонша
жоғары. Нақты қондырғыларда нейтрондарды уран ядролары ғана емес, басқа
бөлінбейтін ядроларда қарпуы мүмкін. Олардың қатарына, мысалы, баяулатқыш
пен қондырғының әр түрлі құрылымдық элементтерінің ядролары жатады. Олардың
әсерінен баяулату барысында қарпуға ұшырамау р коэффциентімен ескереді.
Ядролар тек баяу нейтрондардың ғана емес, әлі баяулап үлгермеген жылдам
нейтрондардың әсерінен де бөлінеді. Ол бөлінуге қатысатын нейтрондардың
санын көбейтеді. Оны коэффициентін енгізу арқылы ескереді. Баяулаған
нейтрондардың тек (жылулық нейтрондарды пайдалану коэффициенті)
бөлігі ғана уран ядроларымен ғана қарпылады. Сонымен, бір бөліну
k∞ =
1.4.6
екінші реттік бөліну туғызады. Нақты қондырғыларды k - көбею
коэффициентін анықтау үшін k∞ коэффициентінің нейтрондардың қондырғының
ішінде қалатындығының, яғни олардың ағып кетпейтіндігінің ықтималдығына
көбейту керек
k = k∞
әрине қондырғының пішіні мен мөлшеріне тәуелді. Осыдан, көбею
коэффициенті де осы шамаларға тәуелді. Қондырғының мөлшері кішірейсе, оның
сырт бетінің ауданының оның көлеміне қатынасы SV артады. Ал, ондағы пайда
болатын нейтрондардың саны оның көлеміне, ал одан асып шығатын
нейтрондардың саны сырт бетінің ауданына тәуелді. Осыдан қондырғының
мөлшері кішірейсе, ықтималдылығы, демек k көбею коэффициенті кемиді.
Сөнбейтін тізбектік реакцияны қамтамасыз ететін, көбею коэффициентінің k=1
мәніне сәйкес келетін қондырғының ең кіші мөлшері сындық деп аталады.
Сындық мөлшерге сәйкес келетін бөлінетін заттың ең кіші массасын сындық
масса дейді. Сындық массаның мөлшері қондырғының пішіні мен құрылымына
байланысты.
1.5 Әр түрлі энергиядағы нейтрондардың қасиеті
1. Қолданбалы ядролық физикада және ядролық техникада әр түрлі
заттардың ішіндегі саны өте көп нейтрондардың қозғалысымен жұмыс істеуге
тура келеді. Нейтрондар электр бейтарап бөлшектер болғандықтан, кулондық
тосқауылды елемейді, сондықтан ядроларға оңай енеді және заттан өткеннен
кейін, нейтрондар әр түрлі ядролық реакциялар туғызады, одан басқа
ядроларда серпімді шашыраулар болады. Нейтрондардың әсерінен болатын
ядролық реакцияларды зерттеу ядролық физиканың дамуына үлкен үлес қосып
қана қойған жоқ, сонымен қатар, ядролық реакциялардың пайда болуына алып
келді. Бұл макраскопиялық процестердің интенсивтілігі нейтрондардың зат
арқылы өтуі, сондай - ақ баяулату, диффузия, шағылдыру және т.б. сияқты
барлық микраскопиялық процестер соңында анықталады. Әр түрлі нейтрондық -
ядролық реакциялар нейтрондардың энергиясына байланысты. Күшті нейтрондық
реакциялардың энергетикалық қимасының жүрімі А және Z ядродан ядроға
өзгерген кезде әр қашан өзгере бермейді. Оған қарамастан, нейтрондық
энергияға практика үшін пайдалы түрлендірулер жүргізуге болады, әр түрлі
облыстағы энергияны бөліп, барлық облысқа реакцияның типінің анықтауы тән.
0,025 эВ - тан 10 МэВ дейінгі энергияға ие болатын, ядролық энергетикада
негізінде нейтрондармен жұмыс істеуге тура келеді. Нейтрондардың әсерінен
болатын ядролық реакциялардың сипаты олардың жылдамдықтарына
(энергияларына) байланысты. Ядролық реакциялардың теориясынан біз білеміз,
нейтрондардың ядролармен әсерлесу қимасы 1V заңы бойынша нейтрондардың
энергиясы азайған кезде тез өседі. Сондықтан, энергияларына қарай
нейтрондардың қасиеті шартты түрде екі үлкен топқа бөлінеді: жылдам және
баяу нейтрондар. Бұл екі топтың арасында ешқандай шекара анықталмаған. 1000
эВ аймағында жатыр. Баяу нейтрондар ядролармен күшті әсерлеседі. Жылдам
нейтрондар үшін бұл әсерлесу әлсіз. 0,025 эВ нейтрондардың энергиясының
өзі, 2 кмс жылдамдыққа ие болады.
2. Баяу нейтрондардың энергия аймағына ультра - суық өте суық
суық жылы және резонанстық нейтрондар кіреді. Екінші
топқа жылдам жоғары энергиялы және релятивистік нейтронды
жатқызуға болады.
Ультрасуық нейтрондар деп энергиясы аз болатын нейтрондар:
Еультрасуық3·10-7эВ
1.5.1
Суық нейтрондар деп энергиясы 0,025 эВ төмен:
Есуық0,025эВ
1.5.2
Суық және ультрасуық нейтрондардың ядролармен қарпып алу қимасы өте
жоғары. Олардың толқындық қасиеті өте күшті байқалады, сондай-ақ суық және
ультрасуық нейтрондардың толқын ұзындығы атомаралық қашықтықтан аса үлкен.
Суық және ультрасуық нейтрондарды пайдалану оларды алудан қиын. Энергиясы
Ежылулық =0,025 эВ жылулық нейтрондардың энергиясының ретін анықтайды.
Ежылулық=kT температуралық шкалада, мұндағы k - Больцман тұрақтысы, абсолют
температурасы үшін, жылулық нейтрондардың энергиясына сәйкес келетін,
Т=300К мәні алынады, яғни бөлменің температурасы. Олай болса, Ежылу
энергиясы нейтрондардың жылдамдықтарының ықтималдығына көбірек сәйкес
келеді.
Нейтрондарды құрамында сутегісі бар заттардан өткізу арқылы баяулатуға
болады (мыс: парафин, су). Осындай зттардан өткенде жылдам нейтрондар
ядролардан шашырайды және олардың энергиялары теңгерілгенше баяуланады
(мыс: баяулатқыш заттардың атомдарының жылулық қозғалысына, яғни жуықтап
kT шамасына).
Ядролық энергетикалық қондырғыларда бөлменің температурасынан да аса
жоғарылап кетуі мүмкін. Одан басқа, жылулық тепе - теңдікте болған кезде
нейтрондар жылдамдық бойынша разбросқа ие болады, энергия нейтрондардың
біраз бөлігінен үлкен болуы мүмкін. Сондықтан, әдетте жылулық нейтронға
шамамен 0,5 эВ дейінгі энергиялар жатады. Жылулық нейтрондар үшін де жұту
қимасы ядродан жеткілікті түрде үлкен. Бұл нейтрондарды алу өте үлкен
мөлшерде жақсы меңгерілген процесс болып табылады. Сондықтан жылулық
нейтрондар ядролық техникада кең көлемде қолданылады.
Нейтрондардың энергиясы 0,5 эВ - тан 1 кэВ дейінгі аралықты
резонанстық деп атайды. Сондықтан, бұл облыста орташа және ауыр ядролар
үшін толық нейтрондық қимасы жеткілікті үлкен және оның энергияға
байланысты графигі өзімен бірге қалың жиіліктік өткір резонанстарды
көрсетеді.
Энергиясы 1 - ден 100 кэВ дейінгі нейтрондарды аралық деп атайды.
Кейде аралық нейтрондарға резонанстық нейтрондарды да қосады (Кейде аралық
нейтрондарды резонанстық нейтрондар деп те атайды). Бұл облыстарда
энергиясы бөлек резонанстар қосылады және орташа қимасының энергиясынының
өсуімен құлайды. Жылдам нейтрондарға энергиясы шамамен 100 кэВ - тан 14 МэВ
дейінгі нейтрондардың ядролармен әсерлесу қимасы баяу нейтрондарға
қарағанда өте аз. Жылдам нейтрондардың қолданбалы мәнінің себебі,
нейтрондардың негізгі техникалық көзі ретінде ядролардың бөліну реакциясы
болып табылады. Одан кейін, бұл жылдам нейтрондардың бөлінуі кейде тікелей
қолданылады, ал көбінесе баяу түрде арнайы процестерде баяулатқышқа
айналады. Толықтыру үшін, 14 МэВ энергиядан жоғары нейтрондар
пайдаланылады.
7 - сурет. Уран изотопының бөліну қимасының
нейтрондардың энергиясына тәуелділігі
3. Ядромен әсерлесуде реакцияның бір түріне әр түрлі энергиядағы
нейтрон ғана тән. Баяу нейтрондардан бастайық. Бұл нейтрондардың энергиясы
ядролардың шкаласында нөлге жақын. Сондықтан, олар серпімсіз шашырау және
басқа эндотермиялық ... жалғасы
Сіз бұл жұмысты біздің қосымшамыз арқылы толығымен тегін көре аласыз.
Ұқсас жұмыстар
Пәндер
- Іс жүргізу
- Автоматтандыру, Техника
- Алғашқы әскери дайындық
- Астрономия
- Ауыл шаруашылығы
- Банк ісі
- Бизнесті бағалау
- Биология
- Бухгалтерлік іс
- Валеология
- Ветеринария
- География
- Геология, Геофизика, Геодезия
- Дін
- Ет, сүт, шарап өнімдері
- Жалпы тарих
- Жер кадастрі, Жылжымайтын мүлік
- Журналистика
- Информатика
- Кеден ісі
- Маркетинг
- Математика, Геометрия
- Медицина
- Мемлекеттік басқару
- Менеджмент
- Мұнай, Газ
- Мұрағат ісі
- Мәдениеттану
- ОБЖ (Основы безопасности жизнедеятельности)
- Педагогика
- Полиграфия
- Психология
- Салық
- Саясаттану
- Сақтандыру
- Сертификаттау, стандарттау
- Социология, Демография
- Спорт
- Статистика
- Тілтану, Филология
- Тарихи тұлғалар
- Тау-кен ісі
- Транспорт
- Туризм
- Физика
- Философия
- Халықаралық қатынастар
- Химия
- Экология, Қоршаған ортаны қорғау
- Экономика
- Экономикалық география
- Электротехника
- Қазақстан тарихы
- Қаржы
- Құрылыс
- Құқық, Криминалистика
- Әдебиет
- Өнер, музыка
- Өнеркәсіп, Өндіріс
Қазақ тілінде жазылған рефераттар, курстық жұмыстар, дипломдық жұмыстар бойынша біздің қор #1 болып табылады.
Ақпарат
Қосымша
Email: info@stud.kz
Реферат
Курстық жұмыс
Диплом
Материал
Диссертация
Практика
Презентация
Сабақ жоспары
Мақал-мәтелдер
1‑10 бет
11‑20 бет
21‑30 бет
31‑60 бет
61+ бет
Негізгі
Бет саны
Қосымша
Іздеу
Ештеңе табылмады :(
Соңғы қаралған жұмыстар
Қаралған жұмыстар табылмады
Тапсырыс
Антиплагиат
Қаралған жұмыстар
kz