Радиоактивность

В реакторах на промежуточных нейтронах , в которых большинство актов деления вызывается нейтронами с энергией, выше тепловой (от 1 эВ до 100 кэВ), масса замедлителя меньше, чем в тепловых реакторах. Особенность работы такого реактора состоит в том, что сечение деления топлива с ростом деления нейтронов в промежуточной области уменьшается слабее, чем сечение поглощения конструкционных материалов и продуктов деления. Таким образом, растет вероятность актов деления по сравнению с актами поглощения. Требования к нейтронным характеристикам конструкционных материалов менее жесткие, их диапазон шире. Следовательно, активная зона реактора на промежуточных нейтронах может быть изготовлена из более прочных материалов, что дает возможность повысить удельный тепло съем с поверхности нагрева реактора. Обогащение топлива делящимся изотопом в промежуточных реакторах следствии уменьшения сечения должно быть выше, чем в тепловых. Воспроизводство ядерного топлива в реакторах на промежуточных нейтронах больше, чем в реакторе на тепловых нейтронах.

В качестве теплоносителей в промежуточных реакторах используется вещество, слабо замедляющие нейтроны. Например, жидкие металлы. Замедлителем служит графит, бериллий т.д.

В активной зоне реактора на быстрых нейтронах размещаются  твэлы с высокообогащенные топливом. Активная зона окружается зоной воспроизводства, состоящей из твэлов, содержащих топливное  сырье (обедненный уран, торий). Вылетающие из активной зоны нейтроны захватываются  в зоне воспроизводства ядрами топливного сырья, в результате образуется новое  ядерное топливо. Особым достоинством быстрых реакторов является возможность  организации в них расширенного воспроизводство ядерного топлива, т.е. одновременно с выработкой энергии  производить вместо выгоревшего  ядерного топлива новое. Для быстрых  реакторов не требуется замедлитель, а теплоноситель не должен замедлять  нейтроны.  

Для обеспечения  высокой концентрации ядерного топлива  необходимо достижение максимального  тепловыделения на единицу объема активной зоны. Это можно осуществить только с помощью жидкометаллических теплоносителей, например, натрия, калия или энергоемких  газовых теплоносителей, обладающих наилучшими теплотехническими и  тепло физическими характеристиками, таких как гелий и диссоциирующие газы. В качестве теплоносителя можно  использовать и пары воды. Паразитный захват быстрых нейтронов ядрами конструкционных материалов и продуктов  деления крайне незначительный, поэтому  для быстрых реакторов существует широкий выбор конструкционных  материалов и продуктов деления  крайне незначительный, поэтому для  быстрых реакторов существует широкий  выбор конструкционных материалов, позволяющих повысить надежность активной зоны. Следовательно, в них можно  достичь высокой степени выгорания  делящихся веществ.

В зависимости от способа размещения топлива в  активной зоне реакторы делятся на гомогенные и гетерогенные.

В гомогенном реакторе ядерное топливо, теплоноситель и замедлитель (если они есть) тщательно перемешаны и находятся в одном физическом состоянии, т.е. активная зона полностью гомогенного реактора представляет жидкую, твердую или газообразную однородную смесь ядерного топлива, теплоносителя или замедлителя. Гомогенные реакторы могут быть как на тепловых, так и на быстрых нейтронах. В таком реакторе вся активная зона находится внутри стального сферического корпуса и представляет жидкую однородную смесь горючего и замедлителя в виде раствора или жидкого сплава (например, раствор уранил сульфата в воде, раствор урана в жидком висмуте), который одновременно выполняет и функцию теплоносителя.

Ядерная реакция  деления происходит в топливном  растворе, находящемся внутри сферического корпуса реактора, в результате температура  раствора повышается. Горючий раствор  из реактора поступает в теплообменник, где отдает теплоту воде второго  контура, охлаждается и циркулярным  насосом направляется опять в  реактор. Для того чтобы ядерная  реакция не произошла вне реактора, объемы трубопроводов контура, теплообменника и насоса подобраны так, чтобы  объем горючего, находящегося на каждом участке контура, были намного ниже критического. Гомогенные реакторы имеют  ряд преимуществ по сравнению  с гетерогенными. Это несложная  конструкция активной зоны и минимальные  ее размеры, возможность в процессе работы без остановки реактора непрерывно удалять продукты деления и добавлять  свежее ядерное топливо, простота приготовления  горючего, а также то, что управлять  реактором можно, изменяя концентрацию ядерного топлива.

Однако, гомогенные реакторы имеют и серьезные недостатки. Гомогенная смесь, циркулирующая по контуру, испускает сильное радиоактивное  излучение, что требует дополнительной защиты и усложняет управление реактором. Только часть топлива находится  в реакторе и служит для выработки  энергии, а другая часть - во внешних  трубопроводах, теплообменниках и  насосах. Циркулирующая смесь вызывает сильную коррозию и эрозию систем и устройств реактора и контура. Образование в гомогенном реакторе в результате радиолиза воды взрывоопасной  гремучей смеси требует устройств  для ее сжигания. Все это привело  к тому, что гомогенные реакторы не получили широкого распространения.

В гетерогенном реакторе топливо в виде блоков размещено в замедлителе, т.е. топливо и замедлитель пространственно разделены.

В настоящее время  для энергетических целей проектируют  только гетерогенные реакторы. Ядерное  топливо в таком реакторе может  использоваться в газообразном, жидком и твердом состояниях. Однако, сейчас гетерогенные реакторы работают только на твердом топливе.

В зависимости от замедляющего вещества гетерогенные реакторы делятся на графитовые, легко водяные, тяжеловодные и органические. По виду теплоносителя гетерогенные реакторы бывают легко водяные, тяжеловодные, газовые и жидкометаллические. Жидкие теплоносители внутри реактора могут  быть в однофазном и двухфазном состояниях. В первом случае теплоноситель внутри реактора не кипит, а во втором - кипит.

Реакторы, в активной зоне которых температура жидкого  теплоносителя ниже температуры  кипения, называются реакторами с водой  под давлением, а реакторы, внутри которых происходит кипение теплоносителя, - кипящими.

В зависимости от используемого замедлителя и  теплоносителя гетерогенные реакторы выполняются по разным схемам. В  России основные типы ядерных энергетических реакторов - водо-водяные и водографитовые.

По конструктивному  исполнению реакторы подразделяются на корпусные и канальные. В корпусных реакторах давление теплоносителя несет корпус. Внутри корпуса реактора течет общий поток теплоносителя. В канальных реакторах теплоноситель подводится к каждому каналу с топливной сборкой раздельно. Корпус реактора не нагружен давлением теплоносителя, это давление несет каждый отдельный канал.

В зависимости от назначения ядерные реакторы бывают энергетические, конверторы и раз  множители, исследовательские и  многоцелевые, транспортные и промышленные.

Ядерные энергетические реакторы используются для выработки электроэнергии на атомных электростанциях, в судовых энергетических установках, на атомных теплоэлектроцентралях (АТЭЦ), а также на атомных станциях теплоснабжения (АСТ).

Реакторы, предназначенные  для производства вторичного ядерного топлива из природного урана и  тория, называются конверторами или раз множителями . В реакторе - конверторе вторичного ядерного топлива образуется меньше первоначально израсходованного.

В реакторе - раз множителе  осуществляется расширенное воспроизводство  ядерного топлива, т.е. его получается больше, чем было затрачено.

Исследовательские реакторы служат для исследований процессов взаимодействия нейтронов с веществом, изучения поведения реакторных материалов в интенсивных полях нейтронного и гамма-излучений, радиохимических и биологических исследований, производства изотопов, экспериментального исследования физики ядерных реакторов.

Реакторы имеют  различную мощность, стационарный или  импульсный режим работы. Наибольшее распространение получили водо-водяные  исследовательские реакторы на обогащенном  уране. Тепловая мощность исследовательских  реакторов колеблется в широком  диапазоне и достигает нескольких тысяч киловатт.

Многоцелевыми называются реакторы, служащие для нескольких целей, например, для выработки энергии и получения ядерного топлива.

Ядерный реактор  в подкритическом режиме как усилитель  энергии.

Представим себе, что мы собрали атомный реактор, имеющий эффективный коэффициент  размножения нейтронов k _эф немного меньше единицы. Облучим это устройство постоянным внешним потоком нейтронов N _0. Тогда каждый нейтрон (за вычетом вылетевших наружу и поглощённых, что учтено в k _эф ) вызовет деление, которое даст дополнительный поток N ₀ k ² _эф . Каждый нейтрон из этого числа снова произведёт в среднем k _эф нейтронов, что даст дополнительный поток N ₀ k _эф и т.д. Таким образом, суммарный поток нейтронов, дающих процессы деления, оказывается равным

N = N ₀ ( 1 + k _эф + k ² _эф + k ³ _эф + ...) = N ₀ k ⁿ _эф .

Если k _эф > 1, ряд в этой формуле расходится, что и является отражением критического поведения процесса в этом случае. Если же k _эф < 1, ряд благополучно сходится и по формуле суммы геометрической прогрессии имеем

Выделение энергии  в единицу времени ( мощность ) тогда  определяется выделением энергии в  процессе деления,

где к <1 - коэффициент, равный отношению числа нейтронов, вызвавших деление, к полному  их числу. Этот коэффициент зависит  от конструкции установки, используемых материалов и т.д. Он надёжно вычисляется. В примерах k=0,6. Осталось выяснить, как  можно получить первоначальный поток  нейтронов N ₀ . Для этого можно использовать ускоритель, дающий достаточно интенсивный поток протонов или других частиц, которые, реагируя с некоторой мишенью, порождают большое кол-во нейтронов. Действительно, например, при столкновении с массивной свинцовой мишенью каждый протон, ускоренный до энергии 1ГэВ ( 10 ⁹ эВ ), производит в результате развития ядерного каскада в среднем n = 22 нейтрона. Энергии их составляют несколько мега электрон -вольт, что как раз соответствует работе реактора на быстрых

нейтронах. Удобно представить  поток нейтронов через ток  ускорителя

где е- заряд протонов, равный элементарному электрическому заряду. Когда мы выражаем энергию  в электрон-вольт, это значит, что  мы берём представление Е = еV, где V- соответствующий этой энергии  потенциал, содержащий столько вольт, сколько электрон-вольт содержит энергия. Это значит, что с учётом предыдущей формулы можно переписать формулу выделения энергии в  виде

Наконец удобно представить  мощность установки в виде

где V- потенциал, соответствующий  энергии ускорителя, так что VI по известной формуле есть мощность пучка ускорителя: P ₀ = VI, а R ₀ в предыдущей формуле есть коэффициент для k _эф = 0,98,что обеспечивает надёжный запас подкритичности. Все остальные величины известны, и для энергии протонного ускорителя 1 ГэВ имеем. Мы получили коэффициент усиления 120, что, разумеется, очень хорошо. Однако коэффициент предыдущей формулы соответствует идеальному случаю, когда полностью отсутствуют потери энергии и в ускорителе, и при производстве электроэнергии. Для получения реального коэффициента нужно умножить предыдущую формулу на эффективность ускорителя r _у и КПД тепловой электростанции r _э . Тогда R=r _y r _э R ₀ . Эффективность ускорения может быть достаточно высокой, например в реальном проекте сильноточного циклотрона на энергию 1ГэВ r _y = 0,43. Эффективность производства электроэнергии может составлять 0,42. Окончательно реальный коэффициент усиления R = r _y r _э R ₀ = 21,8, что по-прежнему вполне хорошо, потому что всего 4,6% производимой установкой энергии нужно возвращать для поддержания работы ускорителя. При этом реактор работает только при включенном ускорителе и никакой опасности неконтролируемой цепной реакции не существует.

Инженерные  аспекты термоядерного  реактора:

Термоядерный реактор-токамак  состоит из следующих основных частей: магнитной, криогенной и вакуумной  систем, системы энергопитания, бланкета, тритиевого контура и защиты, системы  дополнительного нагрева плазмы и подпитки ее топливом, а также  системы дистанционного управления и обслуживания.

Магнитная система  содержит катушки тороидального  магнитного поля, индуктор для поддержания  тока и индукционного нагрева  плазмы и обмотки, формирующие полоидальное магнитное поле, которое необходимо для работы дивертора и поддержания  равновесия плазменного шнура.

Чтобы исключить  джоулевы потери, магнитная система, как указывалось ранее, будет  полностью сверхпроводящей. Для  обмоток магнитной системы предполагается использовать сплавы ниобий — титан  и ниобий — олово.

Создание магнитной  системы реактора на сверхпроводнике  с В 12 Тл и плотностью тока около 2 кА— одна из основных инженерных проблем разработки термоядерного реактора, которую предстоит решить в ближайшее время.

Криогенная система  включает в себя криостат магнитной  системы и криопанели в инжекторах дополнительного нагрева плазмы. Криостат имеет вид вакуумной  камеры, в которой заключены все  охлаждаемые конструкции. Каждая катушка  магнитной системы помещена в  жидкий гелий. Его пары охлаждают  специальные экраны, расположенные  внутри криостата для уменьшения тепловых потоков с поверхностей, находящихся при температуре  жидкого гелия. В криогенной системе  предусмотрены два контура охлаждения, в одном из которых циркулирует  жидкий гелий, обеспечивающий требуемую  для нормальной работы сверхпроводящих  катушек температуру около 4 К, а  в другом — жидкий азот, температура  которого составляет 80 - 95 К. Этот контур служит для охлаждения перегородок, разделяющих части с гелиевой и комнатной температурами.