Атомная энергетика. Принципы работы и проблемы развития

     Можно определить зависимость эффективного коэффициента размножения (к_эф) от нескольких параметров реактора. Также можно определить время генерации t_г, т.е. время, требуемое для того, чтобы нейтроны первого поколения  образовали нейтроны второго поколения. И, наконец, зависимость временной составляющей от нейтронного потока представляется как Ф(t)=Ф(0)exp(∆kt/t_г), где Ф(0) – поток в момент t=0; ∆k – избыточная реактивность, т.е. количество реактивности сверх того, что требуется для достижения критичности. Реактивность определяется в зависимости от эффективного коэффициента размножения: p=(к_эф-1)/к_эф.

В реакторе с ²³⁵U^, если принять, что только мгновенные нейтроны влияют на реактивность, величина последней для достижения критичности составляет 0,0065. Для определения единицы реактивности используется понятие реактивности мгновенно-критического реактора, названное доллар. Для реактора ²³⁵U реактивность в 0,0065 будет равна 1,00 долл.

     Управление реактором становится возможным благодаря запаздывающим нейтронам, которые существенно увеличивают время генерации и поэтому выравнивают кривые для данной реактивности. В общем реактор работает таким образом, что мгновенные нейтроны позволяют получить к_эф приблизительно равный 0,9995 (меньше, чем требуется для достижения критичности), а остальное обеспечивается запаздывающими нейтронами.  Таким образом, внезапные изменения (вывод контролирующего стержня, потеря герметичности оболочки и т.д.) оказывают влияние на плотность нейтронов  медленней и могут быть нейтрализованы, прежде чем произойдет существенное повреждение активной зоны.

     За время службы активной зоны реактор потребляет приблизительно половину ядерного топлива. За это время он, конечно же, должен оставаться в критическом состоянии. И, как следствие, с самого начала он должен содержать значительно больше ядерного топлива, чем требуется для поддержания критичности. Поэтому, чтобы обеспечить стабильную работу реактора в начальный период, должны использоваться регулирующие механизмы, с помощью которых из активной зоны можно выводить нейтроны без производства теплоты. С этой целью среди твэлов размещаются регулирующие стержни из материалов, имеющих большие сечения поглощения нейтронов, которые постоянно выводятся из активной зоны в течение всей работы реактора. В реакторах некоторых типов в дополнение к регулирующим стержням для обеспечения дополнительного регулирования непосредственно в воду-замедлитель добавляют растворы соединений бора.

     В атомных реакторах наряду с эксплуатационными регулирующими стержнями, обычно находящимися в активной зоне, имеются регулирующие стержни аварийной защиты, расположенные вне активной зоны. Если нейтроны или тепловые датчики зарегистрируют нерасчетный режим в активной зоне,  эти регулирующие стержни немедленно перемещаются в активную зону, уменьшая нейтронный поток и тем самым приводя к так называемому останову реактора. Благодаря этому предотвращается возможность аварии реактора.

     Другая проблема состоит в том, что реакторы начинают работу со значительным запасом реактивности. Это связано с продуктами деления, которые тоже имеют большие сечения поглощения нейтронов, так называемыми реакторными шлаками (отравляющими продуктами деления).

Температура – важный фактор, влияющий на реактивность реактора. Если температура активной зоны возрастает и если, как следствие, увеличивается реактивность, то возможен тепловой разгон реактора, в результате которого он может разрушиться. С другой стороны, если вследствие увеличения температуры реактивность уменьшится, соответственное снижение скорости тепловыделения приведет в дальнейшем к снижению температуры и таким образом стабилизирует реактор. Следовательно, важным вопросом при проектировании реактора является, каким окажется изменение реактивности при увеличении температуры, положительным или отрицательным.

     Существует несколько факторов, определяющих температурную зависимость: изменение плотности реакторных материалов с температурой, изменение объема реактора, установившееся соотношение между эффективной температурой и температурой замедлителя и взаимодействие между нейтронами и ядрами в зависимости от температуры.

     Увеличение в активной зоне реактора вызовет тепловое расширение твэлов, а также материалов конструкций  и замедлителя, при этом число рассеивающих ядер на единицу объема уменьшится и средний пробег увеличится.

     После нескольких столкновений с ядрами замедлителя средняя энергия нейтрона оказывается равной энергии тепловых колебаний атомов замедлителя. Распределение энергий нейтрона довольно точно соответствует распределению Максвелла. Сечение упругих столкновений тепловых нейтронов обратно пропорционально их скорости, так что зависимость эффективного сечения σ(v) для данной  скорости v от сечения σ(v_p) для наиболее вероятной скорости v_p определяется следующим соотношением: σ(v)= σ(v_p) v_p/v. Скорость в распределении Максвелла пропорциональна корню квадратному из температуры. Частичное изменение сечения замедления на единицу температуры выражается соотношением (1/ σ(v))х(dх хσ(v)/dT=-1/2T. Эта зависимость показывает, что эффект замедления снижается с увеличением температуры замедлителя; при этом ядра замедлителя не только удаляются друг от друга, но и как бы уменьшаются при их взаимодействии с нейтроном (эффект сечения).

     Третий температурный эффект, вызывающий уменьшение реактивности, - уширение пиков резонансов поглощения в ²³⁸U . Это происходит из-за изменения эффективной температуры. Это явление часто называют специалисты по ядерной физике  Эффектом Доплера, хотя и нет прямой аналогии между этим эффектом и известным эффектом Доплера для волн частот видимого спектра. Результатом этого эффекта является увеличение коэффициентов резонансного поглощения и соответствующее уменьшение реактивности. Этот эффект Доплера является важным явлением для современных энергетических реакторов.

     В тепловых реакторах средний температурный коэффициент реактивности отрицательный, т.е. увеличение температуры топлива или замедлителя вызывает уменьшение реактивности.

     Большинство энергетических реакторов, находящихся сегодня в эксплуатации, используют легкую воду в качестве замедлителя и теплоносителя. Это имеет как преимущества, так и недостатки. Вода, конечно, имеет высокое содержание водорода и, как следствие, является хорошим замедлителем. Она широко распространена в природе, и не возникает проблем при прокачке ее через трубопроводы. Использование воды дает отрицательный температурный коэффициент реактивности; если температура воды становится слишком большой, то реактивность становится отрицательной, т.е. эффективный коэффициент размножения становится меньше единицы и реактор перестает быть критическим.

     Но есть также и недостатки. Прежде всего водород в воде имеет довольно большое сечение захвата нейтронов по сравнению с другими замедлителями. Так как захват нейтронов в D₂O значительно меньше, чем в H₂O, то при использовании в качестве замедлителя тяжелой воды топливом может служить природный уран. При использовании обычной воды в качестве теплоносителя реактор может работать только на обогащенном уране.  Другим недостатком является то, что саморегулирующий температурный коэффициент реактивности ограничивает температуру воды (теплоносителя) до относительно низких значений по сравнению с ТЭС , использующими органические топлива. Это означает, что общий КПД АЭС ниже, чем ТЭС и составляет около 31%. 

      В современной ядерной технике тепловые реакторы  являются основным видом реакторов и находят самое разнообразное применение. Тепловые реакторы используют для производства электроэнергии, опреснения воды, получения искусственных делящихся веществ и радиоактивных изотопов, при технических испытаниях материалов и конструкций, изучении физических процессов и явлений и т. д. 

1.4.Реакторы-размножители на быстрых нейтронах.

     В реакторе БН нейтроны, образующиеся в процессе деления ядерного топлива ²³⁵U или ²³⁹Pu в количестве, превышающем необходимое для поддержания цепной реакции, используются для производства дополнительного ядерного топлива из воспроизводящего материала ²³⁸U, находящегося в активной зоне реактора:

²³⁸U+n→ ²³⁹U→ ²³⁹Np+β^-+v

                                |

                                ^→239Pu+β^-+v.

     Таким образом, ядерное топливо воспроизводится таким же или более быстрым темпом, чем оно расходуется. При этом более распространенный изотоп ²³⁸U превращается в делящийся материал, что существенно увеличивает ресурсную базу ядерной энергетики.

     Каждый нейтрон, выведенный за пределы внутриреакторного потока, снижает способность реактора поддерживать цепную реакцию. Чтобы в реакторе БН происходило расширенное воспроизведение ядерного топлива, необходимо получить достаточное количество нейтронов в расчете на каждое деление. В этом случае будут обеспечены: поддержание реакции деления, захват нейтронов в ²³⁰U, компенсация и затрат утечки и захват нейтронов в конструкционных  внутриреакторных материалах. Коэффициент воспроизводства ядерного топлива, выражающий степень эффективнеости размножения в данном реакторе, КВ=Єη - 1 -  L, где L – коэффициент утечки. Если КВ=1, реактор может компенсировать только свой собственный расход топлива; при КВ > 1 реактор может воспроизводить ядерное топливо в количестве, превышающем собственный расход, одновременно с производством теплоты, используемой для выработки электроэнергии.

     Реакторы БН по своей конструкции отличаются от реакторов на тепловых нейтронах. В реакторах БН сечение деления нейтронов на два порядка меньше.

     Вследствие этого для достижения критичности и обеспечения замедления потока нейтронов требуется топливо высокой концентрации, что приводит к очень высокой удельной мощности, а значит к трудностям по отводу теплоты.

     В первых реакторах-размножителях основной упор делался на  поддержание «жесткого» спектра нейтронов, т.е. на минимизацию замедления. Экономичности топливного цикла уделялось мало внимания.  Но в последующие годы, когда начались работы по созданию нового поколения реакторов БН для использования в энергетических целях, все большее внимание стали уделять решению задач по минимизации стоимости топливного цикла. В рабочих условиях это означало, что реактор должен находиться в эксплуатации максимально возможное время при одной и той же загрузке топлива, обеспечивая наибольшую степень его «выгорания».

     В легководных реакторах обеспечивается выгорание топлива в размере около 3,5 ГВт х сут/т. Предполагается, что значение, требуемое для экономичной эксплуатации реактора-размножителя, составляет около 100 ГВт х сут/т. Основным сдерживающим фактором достижения наиболее высоких значений выгорания в легководных реакторах является падение реактивности реактора по мере уменьшения количества делящихся ядер, а в реакторах БН – радиационные повреждения твэлов.

     В процессе эксплуатации наблюдалось распухание твэлов как в радиальном, так и в осевом направлениях. В результате распухания отмечалось снижение плотности ядерного топлива, что оказывало отрицательный эффект на реактивность, а радиальное распухание вызывало разрушение стальной оболочки. Радиационные повреждение были еще более ярко выражены, когда в топливо было включено небольшое количество плутония.  Отмечалось очень сильное распухание при таких незначительных выгораниях, как 1%, и температурах до 400 градусов по Цельсию. Стало очевидным, что наиболее благоприятные условия для активной зоны реактора-размножителя – больший нейтронный поток и более высокие температуры. Это означает, что должны использоваться различные топливные материалы для достижения высоких уровней выгорания, которые требуются для получения требуемых экономических показателей  по топливу.

     Выбор пал на использование для реакторов БН в качестве топлива окислов. Многолетний опыт эксплуатации окислов в качестве топлива для легководных реакторов показал, что хотя они и не лишены недостатков, они все же не подвергаются радиальному распуханию и имеют более высокую точку плавления, что в какой-то степени компенсирует их более низкую теплопроводность. Следует тем не менее отметить, что содержащийся в окисном топливе кислород, выполняя роль замедлителя, как бы «смягчает» нейтронный спектр. В результате показатели по расширенному воспроизводству ядерного топлива В реакторах БН с окислами в качестве топлива, оказываются хуже, чем в реакторах с металлическим топливом.

     Очень важной характеристикой реакторов БН является время удвоения, т.е. время в течение которого масса ядерного топлива, первоначально находившаяся в топливном цикле реактора-размножителя, увеличится в 2 раза. Очевидно, этот период времени должен быть по возможности значительно меньше, чем расчетный срок службы установки.  Если реактор-размножитель с общей загрузкой топлива М_с, кг, работающий при мощности Р, МВт, производит топливо в количестве m, кг/МВт сутки, тогда время удвоения t₂ таково, что t₂mP=2М_с.