В исследовательском проекте по химии на тему "Влияние на здоровье человека и окружающую среду продуктов сгорания автомобильного бензина" автор исследовал качество бензина и выявил загрязненность почвы продуктами сгорания автомобильного бензина на территории посёлка Юдино.

Оглавление

Введение

1. Способы получения энергии
2. Способы организации реакции горения, цепные реакции
3. Общие сведения о ядерных реакциях взаимодействия нейтронов с ядрами
4. Эффективные сечения ядерных реакций
5. Реакция радиационного захвата и реакция рассеяния
6. Реакция рассеяния

Заключение

В наше время, с каждым годом возрастают потребности че-ловечества в энергии. На получение необходимого количества энер-гии затрачивается примерно 30% производственных усилий челове-ка. Совершенно очевидно, что полный запас энергии в природе в со-ответствии с законом сохранения энергии не меняется.

Поэтому про-цесс получения энергии представляет собой перевод энергии из свя-занной (энергия покоя) в свободную форму (энергию относительного движения тел). Свободная энергия быстро рассеивается в простран-стве, поэтому ее можно использовать.

Итак, мы приходим к тому, что необходимо уметь вызывать процессы, которые приводят к убыли массы тел и эквивалентному выигрышу свободной энергии. Конечно, получать энергию можно лишь при условии существования достаточного количества топлива.

Пусть микрочастицы вещества топлива находятся в состоянии с энергией E1 и существует другое возможное состояние этих частиц с энергией E2 (E1 > E2). В принципе есть возможность перехода во вто-рое состояние, но ему препятствует существование энергетического барьера, то есть некоторого необходимого промежуточного состояния с энергией E’ (E’ > E1). Таким образом процесс сжигания топлива должен быть инициирован некоторым внешним возбуждением.

Существует два способа возбуждения реакции горения топлива. Первый - использование кинетической энергии столкновения частиц (термоядерный процесс). Другой способ состоит в использовании энергии связи присоединяющихся частиц. Для возбуждения такой реакции нужно направлять в топливо активные частицы.

Достаточно большое количество вещества может испытать превращение лишь при самоподдерживающейся цепной реакции. Цепная реакция обладает следующим важным свойством - акт реакции возбуждается при поглощении частицы, а в результате ее должны появляться вторичные активные частицы.

При ядерных превращениях носителем цепного процесса может служить нейтрон, поскольку он не имеет электрического заряда и может беспрепятственно сближаться с атомными ядрами. Среди известных ядерных реакций лишь одна обладает свойством цепных реакций. Это реакция деления тяжелых ядер, которые легко возбуждаются нейтроном и дают в среднем 2,5 на акт деления вторичных нейтронов.

Основную трудность представляет собой не организация цепной реакции, а получение чистых делящихся веществ. Важной чертой цепных ядерных реакций является тот факт, что их скорости не зависят от температуры среды, что является их главным преиму-ществом перед процессами с тепловым возбуждением.

В связи с вышесказанным совершенно очевидно, какое значение сегодня имеет использование ядерной энергии. Устройство, предназначенное для организации и поддержания цепной реакции деления ядер с целью получения энергии, называется ядерным энергетическим реактором.

В основе работы ядерного реактора лежат процессы взаимодействия нейтронов с ядерным веществом, наиболее важными из которых являются - реакция деления ядер, реакция радиационного захвата (поглощения) и реакция рассеяния.
деление (fission)
n A поглощение (capture)
рассеяние (scattaring)

Ядерные реакции подчиняются законам квантовой механики, по-этому можно говорить лишь о вероятности протекания той или иной из них. Мерой вероятности данного типа реакции является эффек-тивное (микроскопическое) сечение.

Рассмотрим тонкую пластинку, содержащую Nя ядер, на ко-торую падает поток нейтронов со скоростью v и концентрацией n.

Найдем количество реакций того или иного типа.
Пусть количество реакций равно R, тогда R =  Nя  (1)

 = n v - плотность потока нейтронов,  - микроскопическое се-чение взаимодействия.  измеряется в барнах (1 б = 10-24 см2).
Можно записать уравнение (1) для трех основных ядерных реак-ций:
Rf =  Nя f - реакция деления
Rc =  Nя c - реакция радиационного захвата
Rs =  Nя s - реакция рассеяния
total = f + c+ s
Вообще говоря, микроскопические сечения взаимодействия всех реакций зависят от массового числа ядра и от энергии нейтрона. При этом вид зависимости (EН) определяется тем, к какой области при-надлежит энергия нейтрона EН . В соответствии с этим принято де-лить область энергий на три части:
область тепловых нейтронов, где E < 0,625 эВ; область промежу-точных нейтронов или резонансная область, где 0,625 эВ < E < 0.1 МэВ; область быстрых нейтронов, где E > 0.1 МэВ;

Рассмотрим коротко два важных типа ядерных реакций - за-хвата (поглощения) и рассеяния, а затем перейдем к подробному описанию третьего - реакции деления ядер, которая необходима для поддержания цепной реакции.

Данная реакция играет важную роль в физике реактора, по-скольку она является конкурирующей по отношению к реакции деле-ния.

n A A+1
A+1
В результате нейтрон выбывает из цепной реакции. c зависит от энергии нейтрона и от массового числа A.

В области тепловых нейтронов сечение подчиняется закону c(E) обратно пропорционально скорости нейтрона v (или квадратно-му корню из E). При увеличении энергии нейтрона начинается резонансная область, в которой c имеет множество максимумов и минимумов. 

Как видно из приведенной выше схемы, при реакции деле-ния кроме новых ядер могут появляться -кванты, -частицы распада, -кванты распада, нейтроны деления и нейтрино. С точки зрения цеп-ной ядерной реакции наиболее важным является образование нейтронов.

Среднее число появившихся в результате реакции деле-ния нейтронов обозначают f . Эта величина зависит от массового числа делящегося ядра и энергии взаимодействующего с ним нейтрона. образовавшиеся нейтроны обладают различной энергией (обычно от 0,5 до 15 МэВ), что характеризуется спектром нейтронов деления. Для U235 среднее значение энергии нейтронов деления рав-но 1.93 МэВ.

В процессе ядерной реакции могут появляться как ядра способ-ствующие поддержанию цепной реакции (те которые испускают за-паздывающий нейтрон), так и ядра, оказывающие неблагоприятное воздействие на ее ход (если они обладают большим сечением ради-ационного захвата).

Заканчивая рассмотрение реакции деления, нельзя не упомя-нуть о таком важном явлении как запаздывающие нейтроны. Те нейтроны, которые образуются не непосредственно при делении тя-желых нуклидов (мгновенные нейтроны), а в результате распада осколков называются запаздывающими нейтронами. Характеристики запаздывающих нейтронов зависят от природы осколков.

Обычно за-паздывающие нейтроны делят на 6 групп по следующим параметрам: T - среднее время жизни осколков, i - доля запаздывающих нейтро-нов среди всех нейтронов деления, i/ - относительная доля запаз-дывающих нейтронов данной группы, E - кинетическая энергия за-паздывающих нейтронов.

В следующей таблице приведены характеристики запаздываю-щих нейтронов при делении U235

№ группы T, сек. i i/ , % E, МэВ
1 80.0 0.21 3.3 0.25
2 32.8 1.40 21.9 0.56
3 9.0 1.26 19.6 0.43
4 3.3 2.52 39.5 0.62
5 0.88 0.74 11.5 0.42
6 0.33 0.27 4.2 -

В целом:
Nзап / (Nзап + Nмгн) =  = 0.0065; Tзап  13 сек.; Tмгн  0.001 сек.
На этом мы закончим рассмотрение реакции деления ядер и перейдем к изучению цепной реакции деления и жизненного цикла нейтронов.

В результате деления ядра появляется в среднем 2.5 нейтрона. Поэтому можно организовать цепную реакцию деления, при которой новые нейтроны, в свою очередь активируют реакцию деления ядер топлива. Однако помимо реакции деления всегда при-сутствуют конкурирующая реакция радиационного захвата и утечка нейтронов из активной зоны реактора.

В состав АЗ всегда входят теплоноситель, конструкционные материалы и замедлитель, которые увеличивают захват нейтронов.
Таким образом мы приходим к необходимости изучения то-го, при каких условиях возможна цепная реакция деления в ЯР на тепловых нейтронах (именно такие реакторы обычно применяются для энергетических целей).

Нужно отметить, что мы будем рассмат-ривать реакторы, использующие естественный U238, обогащенный U235. Кроме того, для простоты будем считать, что активная зона ре-актора - бесконечная и гомогенная.

Ядерные реакторы делятся на несколько групп:

Для энергетических целей, для производства электроэнергии применяются:

• водоводяные реакторы с некипящей или кипящей водой под давлением,
• уран-графитовые реакторы с кипящей водой или охлаждаемые углекислым газом,
• тяжеловодные канальные реакторы и др.

В будущем будут широко применяться реакторы на быстрых нейтронах, охлаждаемые жидкими металлами (натрий и др.); в кото-рых принципиально реализуем режим воспроизводства топлива, т.е. создания количества делящихся изотопов плутония Pu-239 превы-шающего количество расходуемых изотопов урана U-235.

Параметр, характеризующий воспроизводство топлива называется плутоние-вым коэффициентом. Он показывает, сколько актов атомов Pu-239 создается при реакциях захвата нейтронов в U-238 на один атом U-235, захватившего нейтрон и претерпевшего деление или радиацион-ное превращение в U-235.

Реакторы с водой под давлением занимают видное место в ми-ровом парке энергетических реакторов. Кроме того, они широко ис-пользуются на флоте в качестве источников энергии как для надвод-ных судов, так и для подводных лодок.

Такие реакторы относительно компактны, просты и надежны в эксплуатации. Вода, служащая в та-ких реакторах теплоносителем и замедлителем нейтронов, относи-тельно дешева, неагрессивна и обладает хорошими нейтронно-физическими свойствами.

Реакторы с водой под давлением называются иначе водоводяными или легководными. Они выполняются в виде цилиндрического сосуда высокого давления со съёмной крышкой. В этом сосуде (корпусе реактора) размещается активная зона, составленная из топливных сборок (топливных кассет) и подвижных элементов системы управления и защиты.

Вода входит через патрубки в корпус, подается в пространство под активной зоной, двигается вертикально вверх вдоль топливных элементов и отводится через выходные патрубки в контур циркуляции.

Тепло ядерных реакций передается в парогенераторах воде второго контура, более низкого давления. Движение воды по контуру обеспечивается работой циркуляционных насосов, либо, как в реакторах для станций теплоснабжения, - за счет движущего напора естественной циркуляции.

Типичная тепловая схема водоводяных энергетических реакторов (ВВЭР), действующих с 1964 года в СССР:

Балаковская АЭС.
Расположена рядом с городом Балаково, Саратовской области, на левом берегу Саратовского водохранилища. Состоит из четырёх блоков ВВЭР-1000, введённых в эксплуатацию в 1985, 1987, 1988 и 1993 годах. Ежегодно она вырабатывает более 30 млрд кВт·ч элек-троэнергии. В 2018 году выработка электроэнергии составила 31,861 млрд кВт·ч, КИУМ — 90,9 %. Все блоки станции работают на повы-шенном уровне тепловой мощности — 104 % от номинальной.

Белоярская АЭС.
Расположена в городе Заречный, в Свердловской области, вто-рая промышленная атомная станция в стране (после Сибирской).

На станции были сооружены четыре энергоблока: два с реакто-рами на тепловых нейтронах (пуски в 1964 и 1967 годах, выведены из эксплуатации в 1983 и 1990 годах) и два с реактором на быстрых нейтронах (пуски в 1980 и 2015 годах).

В настоящее время действую-щими энергоблоками являются 3-й и 4-й энергоблоки с реакторами БН-600 и БН-800 электрической мощностью 600 МВт и 880 МВт соот-ветственно. БН-600 сдан в эксплуатацию в апреле 1980 года — пер-вый в мире энергоблок промышленного масштаба с реактором на быстрых нейтронах. БН-800 сдан в промышленную эксплуатацию в ноябре 2016 года. Он также является крупнейшим в мире энергобло-ком с реактором на быстрых нейтронах.

В 2018 году выработка электроэнергии составила 8,838 млрд кВт·ч, КИУМ — 67,9 %.

Билибинская АЭС.
Расположена рядом с городом Билибино Чукотского автономного округа. Состоит из четырёх блоков ЭГП-6 мощностью по 12 МВт, вве-дённых в эксплуатацию в 1974 (два блока), 1975 и 1976 годах.

Вырабатывает электрическую и тепловую энергию, обеспечива-ет около 80 % энергии в Чаун-Билибинской энергосистеме. Первый энергоблок остановлен, предполагается вывод из эксплуатации оставшихся трех энергоблоков в 2019—2021 гг. Вместо нее электро-энергией регион будет снабжать ПАТЭС.

В 2018 году выработка электроэнергии составила 0,212 млрд кВт·ч, КИУМ — 50,5 %.

Калининская АЭС.
Расположена на севере Тверской области, на южном берегу озе-ра Удомля и около одноимённого города. Состоит из четырёх энерго-блоков с реакторами ВВЭР-1000 электрической мощностью по 1000 МВт, которые были введены в эксплуатацию в 1984, 1986, 2004 и 2011 годах. В 2018 году построен крупнейший в Европе дата-центр «Менделеев» (ЦОД), который напрямую подключен к Калининской АЭС.

В 2018 году выработка электроэнергии составила 35,187 млрд кВт·ч, КИУМ — 100,4 %.

Кольская АЭС.
Расположена рядом с городом Полярные Зори Мурманской об-ласти, на берегу озера Имандра. Состоит из четырёх блоков ВВЭР-440, введённых в эксплуатацию в 1973, 1974, 1981 и 1984 годах.

Мощность станции — 1760 МВт.

В 2018 году выработка электроэнергии составила 10,234 млрд кВт·ч, КИУМ — 66,4 %.

Курская АЭС.
Расположена рядом с городом Курчатов Курской области, на бе-регу реки Сейм. Состоит из четырёх блоков РБМК-1000, введённых в эксплуатацию в 1976, 1979, 1983 и 1985 годах. Мощность станции 4000 МВт.

В 2018 году выработка электроэнергии составила 24,773 млрд кВт·ч, КИУМ — 70,7 %.

В 2018 году началась заливка бетона для строительства Курской АЭС-2 поколения «3+» с новыми реакторами ВВЭР-ТОИ.

Ленинградская АЭС.
Ленинградская АЭС расположена рядом с городом Сосновый Бор Ленинградской области, на побережье Финского залива. Состоит из четырёх блоков РБМК-1000, введённых в эксплуатацию в 1973, 1975, 1979 и 1981 годах.

В 2018 году первый блок планово выведен из эксплуатации. Для замещения выбывающих мощностей с 2008 года строится Ленин-градская АЭС-2.

В 2018 году выработка электроэнергии составила 28,815 млрд кВт·ч, КИУМ — 72,4 %.

Нововоронежская АЭС.
Расположена в Воронежской области рядом с городом Новово-ронеж, на левом берегу реки Дон. Состоит из пяти энергоблоков (пус-ки в 1964, 1969, 1971, 1972 и 1980 годах). Из них первые три уже вы-ведены из эксплуатации (в 1984, 1990 и 2016 годах соответственно). Оставшиеся блоки это ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 общей мощностью 1417 МВт. Для замещения выбывающих мощностей построена Ново-воронежская АЭС-2, состоящая из двух энергоблоков ВВЭР-1200 (пуски в 2016 и 2019 годах).

В 2018 году выработка электроэнергии составила 15,971 млрд кВт·ч, КИУМ — 70,2 %.

Ростовская АЭС.
Расположена в Ростовской области около города Волгодонск. Состоит из 4 энергоблоков ВВЭР-1000 общей мощностью 4070 МВт. Пуски в 2001, 2010, 2014 и 2018 годах. Единственная в России АЭС, на которой за семь лет запущены в эксплуатацию три энергоблока на одной площадке.

В 2001—2010 годах станция носила название «Волгодонская АЭС», с пуском второго энергоблока станция была переименована в Ростовскую АЭС.

В 2018 году выработка электроэнергии составила 29,369 млрд кВт·ч, КИУМ — 89,7 %.

Смоленская АЭС.
Расположена рядом с городом Десногорск Смоленской области. Станция состоит из трёх энергоблоков, с реакторами типа РБМК-1000, которые введены в эксплуатацию в 1982, 1985 и 1990 годах.

В 2018 году выработка электроэнергии составила 19,011 млрд кВт·ч, КИУМ — 72,3 %.