Источники радиации

При распаде этих элементов выделяется значительная энергия и, что особенно важно, освобождаются два-три ней-' трона, обладающих кинетической энергией порядка нескольких МэВ; их называют "быстрыми", в отличие от "медленных" нейтронов (Е < 1 МэВ) и "тепловых" нейтронов (Е < 0,01 эВ). Ядерная реакция распада урана-235 выглядит следующим образом

3 height=32 src="images/referats/13456/image006.jpg">

Испускание при делении ядер-235,239 и £/-233 нескольких нейтронов делает возможным осуществление цепной реакции. Каждый из нейтронов, образовавшихся при одном акте деления, если он будет захвачен ядром, вызовет появление новых нейтронов, способных, в свою очередь, вызвать реакции деления и т.д. Таким образом будет происходить лавинообразное нарастание нейтронов деления и развивается цепочка делящихся ядер (цепная реакция). В действительности, эта картина не всегда имеет место: часть вторичных нейтронов попадает в ядра атомов тех веществ, которые присутствуют в объеме, где развивается реакция, но не являются делящимися, другая часть может просто выйти за пределы активной зоны — пространства, где идет реакция.

Условием, необходимым для возникновения цепной реакции, является размножение вторичных нейтронов. Коэффициентом размножения нейтронов называют отношение числа нейтронов в данном поколении к числу нейтронов в предыдущем поколении. Величина этого коэффициента определяется значением среднего числа нейтронов, образующихся при одном акте деления, вероятностями различных процессов взаимодействия нейтронов с ядрами делящегося вещества и примесей, а так же размерами системы, в которой происходит реакция.

Выше описанный процесс может иметь практическое значение, если удастся осуществить цепную реакцию и сделать ее управляемой, т.е. вызвать быстрое нарастание процесса, остановку нарастания и создание стационарного процесса, уровень которого может устанавливаться экспериментатором.

В этом плане наиболее приемлем изотоп-235, т.к. он делится как быстрыми, так и медленными нейтронами, причем вероятность деления после захвата нейтрона гораздо больше, чем у238, способного делиться только под действием быстрых нейтронов. В естественном уране, содержащем более 99% ядер-238 и всего 0,72% 235, цепная реакция самопроизвольно не возникает. Поэтому в ядерных реакторах (устройствах, в которых осуществляется цепные ядерные реакции), работающих на необогащенном, природном уране, главная роль отводится редкому изотопу235.

Первый ядерный реактор был построен в декабре 1942 года в США под руководством Э. Ферми. Первый европейский ядерный реактор создан в СССР в Москве под руководством М.В. Курчатова.

Некоторые из, так называемых, гетерогенных реакторов представляют систему графитовых блоков, в которые вставлены в определенном порядке урановые стержни. Между последними помещены управляющие стержни, содержащие кадмий. Уран является ядерным горючим; графит — замедлитель быстрых нейтронов; кадмий, хорошо поглощающий нейтроны, — поглотитель. Благодаря именно кадмию можно регулировать интенсивность процесса деления: для ослабления реакции управляющие стержни вдвигают в реактор, для ускорения — выдвигают из него. Область, где происходит реакция, окружена слоем бериллия, отражающего нейтроны, и бетонным слоем, поглощающим вредные для человека излучения.

На территории бывшего Советского Союза используются гетерогенные реакторы двух типов — ВВЭР и РБМК. Это реакторы" на тепловых нейтронах.

Аббревиатура ВВЭР расшифровывается как водо-водяной энергетический реактор. В данном случае это означает, что теп-' доносителем и замедлителем является вода.

РБМК — реактор большой мощности канальный (или кипящий). В реакторах этого типа замедлителем служит графит, а теплоносителем — вода.

Основные характеристики РБМК следующие. Активная зона реактора — вертикальный цилиндр эквивалентным диаметром 11,8 м, высотой 7 м. Боковой отражатель толщиной 1 м, торцо- _ вые отражатели — 0,5 м.

В качестве исходного топлива в реакторах РБМК используется обогащенный уран, т.е. содержание-235 составляет 2%.

Реактор РБМК использовался и на Чернобыльской АЭС.

Ядерный реактор заменяет топку котла. В остальном же АЭС содержит все элементы обычной электростанции. Ток газа, например гелия, передает тепло, освобождающееся в результате деления, в теплообменник. Там же образуется пар, направляющийся на турбину, к которой подключен генератор переменного тока.

АЭС имеет ряд преимуществ перед тепловыми электростанциями, работающими на угле или нефтепродуктах:

1. 10 грамм необогащенного урана заменяет 0,43 м3 нефти, что позволяет экономить природные энергоресурсы.

2. Поскольку самого процесса сжигания как такового не происходит, выхлопные газы отсутствуют и, следовательно, нет загрязнения окружающей среды двуокисью серы или углерода.

3. АЭС требует обслуживающего персонала в 2-3 раза меньше, чем тепловые электростанции.

Кроме электроэнергии указанный тип реакторов, использующий смесь изотопов урана -235 и -238, производит Ри-239 — радиоактивный элемент, практически не встречающийся в природе:

Плутоний альфа-активен, период полураспада — 24400 лет. Этот изотоп применяется, главным образом, в военной промышленности. Иначе его называют оружейный плутоний.

Одним из факторов облучения человека, особенно после аварий на атомных электростанциях, является техногенный радиационный фон атомной энергетики, который при нормальной работе ядерной установки невелик.

После аварии на Чернобыльской АЭС в экологическом аспекте возникло резко негативное отношение к перспективам развития ядерной энергетики, хотя и в процессе сжигания угля, с целью получения электроэнергии и отопления помещений, происходит радиоактивное загрязнение окружающей среды. Следует отметить, что в одном килограмме угля содержится около 70 Бк калия-40, 300 Бк тория и до 500 Бк урана. При сжигании радионуклиды концентрируются в золе. Из сказанного следует, что тепловые электростанции являются серьезным источником облучения населения на прилегающих к станциям территориях. Радиоактивные выбросы ТЭС в сопоставимых расстояниях формируют в десятки — сотни раз большую эффективную эквивалентную дозу, чем технологические выбросы нормально работающей атомной станции. Кроме того, в выбросах ТЭС опасны технические канцерогены, особенно бензопи-рен, сернистый газ, окислы азота, ртуть, свинец. Средние индивидуальные дозы облучения в районе расположения ТЭС в зависимости от мощности и степени очистки выбросов золы, по данным Холла, колеблются в пределах 6-60 мкЗв/год, тогда как выбросы АЭС в зависимости от типа реактора от 0,004 до 0,13 мкЗв/год, что значительно ниже (рис. 2.11).

 Скачать реферат