Ядерный реактор

ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР 

ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР, устройство, в котором осуществляется управляемая ядерная цепная реакция, сопровождающаяся выделением энергии. Первый ядерный реактор построен в декабре 1942 в США под руководством Э. Ферми. В Европе первый ядерный реактор пущен в декабре 1946 в Москве под руководством П. В. Курчатова. Составными частями любого ядерного реактора являются: активная лона с ядерным топливом, обычно окружённая отражателем нейтронов, теплоноситель, система регулирования цепной реакции, радиан, защита, система дистанционного управления. Основной характеристикой ядерного реактора является его мощность. Мощность в 1 Мвт соответствует цепной реакции, в которой происходит 3*10¹⁶ актов деления в 1 сек.

В активной зоне ядерного реактора находится ядерное топливо, протекает цепная реакция ядерного деления и выделяется энергия. Состояние ядерного реактора характеризуется эффективным коэффициентом К_эф размножения нейтронов или реактивностью r:

r = (К_эф - 1)/К_эф.

Если К_эф > 1, то цепная реакция нарастает во времени, ядерный реактор находится в надкритичном состоянии и его реактивность ρ > 0; если К_эф < 1, то реакция затухает, реактор - подкритичен, р < 0; при К_эф = 1, р = 0 реактор находится в критическом состоянии, идёт стационарный процесс и число делений постоянно во времени. Для инициирования цепной реакции при пуске ядерного реактора в активную зону обычно вносят источник нейтронов (смесь Ra и Be, ²⁵²Cf и др.), хотя это и не обязательно, т. к. спонтанное деление ядер урана и космические лучи дают достаточное число начальных нейтронов для развития цепной реакции при К_эф > 1.

В качестве делящегося вещества в большинстве Ядерный реактор применяют ²³⁵U. Если активная зона, кроме ядерного топлива (природный или обогащённый уран), содержит замедлитель нейтронов (графит, вода и др. вещества, содержащие лёгкие ядра), то основная часть делений происходит под действием тепловых нейтронов (тепловой реактор). В ядерном реакторе на тепловых нейтронах может быть использован природный уран, не обогащённый ²³⁵U (такими были первые ядерные реакторы). Если замедлителя в активной зоне нет, то основная часть делении вызывается быстрыми нейтронами с энергией ξ > 10 кэв (быстрый реактор). Возможны также реакторы на промежуточных нейтронах с энергией 1 - 1000 эв.

По конструкции ядерные  реакторы делятся на гетерогенные реакторы, в которых ядерное топливо распределено в активной зоне дискретно в виде блоков, между которыми находится замедлитель нейтронов; и гомогенные, реакторы, в которых ядерное топливо и замедлитель представляют однородную смесь (раствор или суспензия). Блоки с ядерным топливом в гетерогенном ядерном реакторе, называются тепловыделяющими элементами (ТВЭЛ'ами), образуют правильную решётку; объём, приходящийся на один ТВЭЛ, называют ячейкой. По характеру использования Ядерный реактор делятся на энергетические реакторы и исследовательские реакторы. Часто один ядерный реактор выполняет несколько функций.

Выгорание и воспроизводство  ядерного топлива.

В процессе работы ядерного реактора происходит изменение состава топлива, связанное с накоплением в нём осколков деления и с образованием трансурановых элементов, главным образом изотопов Pu. Влияние осколков деления на реактивность ядерного реактора называют отравлением (для радиоактивных осколков) и зашлаковыванием (для стабильных). Отравление обусловлено главным образом ¹³⁵Xe, который обладает наибольшим сечением поглощения нейтронов (2,6*10⁶ барн). Период его полураспада T_1/2= 9,2 ч, выход при делении составляет 6-7% . Основная часть ¹³⁵Хе образуется в результате распада ¹³⁵I (T_1/2 = 6,8 ч). При отравлении К_эф изменяется на 1-3% . Большое сечение поглощения ¹³⁵Xe и наличие промежуточного изотопа ¹³⁵I приводят к двум важным явлениям:

1)                       к увеличению концентрации ¹³⁵Хе и, следовательно, к уменьшению реактивности ядерного реактора после его остановки или снижения мощности («йодная яма»). Это вынуждает иметь дополнительный запас реактивности в органах регулирования либо делает невозможным кратковременные остановки и колебания мощности. Глубина и продолжительность йодной ямы зависят от потока нейтронов Ф: при Ф = 5*10¹³ нейтрон/см²*сек продолжительность йодной ямы ~ 30 ч, а глубина в 2 раза превосходит стационарное изменение К_эф, вызванное отравлением ¹³⁵Хе.

2)                       Из-за отравления могут происходить пространственно-временные колебания нейтронного потока Ф, а значит — и мощности ядерного реактора. Эти колебания возникают при Ф> 10¹³ нейтрон/см²*сек и больших размерах ядерного реактора. Периоды колебаний ~ 10 ч.

Выгорание ядерного топлива характеризуют суммарной энергией, выделившейся в ядерном реакторе на 1 т топлива. Для ядерных реакторов работающих на естественном уране, максимальное выгорание ~ 10 Гвт*сут/т (тяжеловодные ядерные реакторы). В ядерных реакторах со слабо обогащённым ураном (2 - 3% ²³⁵U) достигается выгорание ~ 20—30 Гвт*cyт/т. В ядерном реакторе на быстрых нейтронах - до 100 Гвт*сут/т. Выгорание 1 Гвт*сут/т соответствует сгоранию 0,1% ядерного топлива.

Управление  ядерного реактора. 

Для  регулирования ядерного реактора важно, что часть нейтронов при делении  вылетает  из  осколков  с запаздыванием.   Доля  таких  запаздывающих    нейтронов  невелика   (0.68% для ²³⁵U, 0,22%  для ²³⁹Pu). Время запаздывания   Т_зап от 0,2 до 55 сек. Если (К_эф - 1) £  n₃/n₀, то число делений в ядерном реакторе растёт (К_эф > 1) или падает (К_эф < 1), с характерным временем ~ T_з. Без запаздывающих нейтронов эти времена были бы на несколько   порядков меньше, что сильно усложнило бы управление ядерным реактором.

Для управления ядерного реактора служит система управления и защиты   (СУЗ). Органы СУЗ делятся на: аварийные, уменьшающие реактивность  (вводящие в ядерный реактор отрицательную  реактивность)  при   появлении аварийных сигналов; автоматические регуляторы, поддерживающие  постоянным нейтронный поток Ф (а значит - и мощность); компенсирующие    (компенсация отравления, выгорания, температурных эффектов). В большинстве   случаев   это  стержни, вводимые в активную зону ядерного реактора  (сверху   или   снизу)  из   веществ,   сильно поглощающих нейтроны (Cd, B и др.). Их движение управляется механизмами, срабатывающими по сигналу приборов, чувствительных  к величине нейтронного  потока.  Для компенсации  выгорания могут использоваться выгорающие поглотители, эффективность   которых   убывает   при   захвате   ими   нейтронов   (Cd,   В,   редкоземельные   элементы), или растворы поглощающего вещества в замедлителе. Стабильности  работы ядерного реактора способствует отрицательный    температурный    коэффициент реактивности (с ростом температуры r уменьшается). Если этот коэффициент положителен, то работа органов СУЗ существенно усложняется.

Ядерный реактор оснащается системой приборов, информирующих оператора  о состоянии ядерного реактора: о потоке нейтронов в разных точках активной зоны, расходе и температуре теплоносителя, уровне ионизирующего излучения в различных частях ядерного реактора и в вспомогательных помещениях, о положении органов СУЗ и др. Информация, получаемая с этих приборов, поступает в ЭВМ, которая может либо выдавать её оператору в обработанном виде (функции учёта), либо на основании математической обработки. Этой информации выдавать рекомендации оператору о необходимых изменениях в режиме работы ядерного реактора (машина - советчик), либо, наконец, осуществлять управление ядерного реактора без участия оператора (управляющая машина).

Классификация ядерных  реакторов.

По назначению и мощности ядерные реакторы делятся на несколько  групп:

1) экспериментальный реактор  (критическая сборка), предназначенный для изучения различных физических величин, значение которых необходимо для проектирования и эксплуатации ядерных реакторов: мощность таких ядерных реакторов не превышает нескольких квт:

2) исследовательские реакторы, в которых потоки нейтронов и g-квантов, генерируемые в активной зоне, используются для исследований в области ядерной физики, физики твёрдого тела, радиационной химии, биологии, для испытания материалов, предназначенных для работы в интенсивных нейтронных потоках (в т. ч. деталей ядерного реактора), для производства изотопов. Мощность исследовательского ядерного реактора не превосходит 100 Мвт: выделяющаяся энергия, как правило, не используется. К исследовательским ядерным реакторам относится импульсный реактор:

3) изотопные ядерные  реакторы, в которых потоки нейтронов  используются для получения изотопов, в т. ч. Pu и ³Н для военных целей;

4) энергетические ядерные  реакторы, в которых энергия, выделяющаяся при делении ядер, используется для выработки электроэнергии, теплофикации, опреснения морской воды, в силовых установках на кораблях и т. д. Мощность (тепловая) современного энергетического ядерного реактора достигает 3-5 Гвт.

Ядерные реакторы могут  различаться также по виду ядерного топлива (естественный уран, слабо обогащённый, чистый делящийся изотоп), по его химическому составу (металлический U, UO₂,UC и т. д.), по виду теплоносителя (Н₂О, газ, D₂O, органические жидкости, расплавленный металл), по роду замедлителя (С, Н₂О, D₂O, Be, BeO. гидриды металлов, без замедлителя). Наиболее распространены гетерогенные Ядерный реактор на тепловых нейтронах с замедлителями — Н₂О, С, D₂O и теплоносителями — Н₂О, газ, D₂O.