Ядерный реактор

Ядерный реактор (далее Я), устройство, в котором осуществляется управляемая ядерная цепная реакция, сопровождающаяся выделением энергии. Первый Я построен в декабре 1942 в США под руководством Э. Ферми. В Европе первый Я пущен в декабре 1946 в Москве под руководством И. В. Курчатова. К 1978 в мире работало уже около тысячи Я различных типов. Составными частями любого Я являются: активная зона с ядерным топливом, обычно окруженная отражателем нейтронов, теплоноситель, система регулирования цепной реакции, радиационная защита, система дистанционного управления (рис. 1). Основной характеристикой Я является его мощность. Мощность в 1 Мет соответствует цепной реакции, в которой происходит 3·10¹⁶ актов деления в 1 сек.

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

r = (К_¥ — 1)/К_эф. (1)

Если К_эф > 1, то цепная реакция нарастает во времени, Я находится в надкритичном состоянии и его реактивность r > 0; если К_эф < 1, то реакция затухает, реактор — подкритичен, r < 0; при К_¥= 1, r = 0 реактор находится в критическом состоянии, идет стационарный процесс и число делений постоянно во времени. Для инициирования цепной реакции при пуске Я в активную зону обычно вносят источник нейтронов (смесь и , ²⁵² и др.), хотя это и не обязательно, т. к. спонтанное деление ядер и космические лучи дают достаточное число начальных нейтронов для развития цепной реакции при К_эф> 1.

В качестве делящегося вещества в большинстве Я применяют ²³⁵. Если активная зона, кроме ядерного топлива (природный или обогащенный содержит замедлитель нейтронов (графит, вода и другие вещества, содержащие легкие ядра, см. Замедление нейтронов), то основная часть делений происходит под действием тепловых нейтронов (тепловой реактор). В Я на тепловых нейтронах может быть использован природный не обогащенный ²³⁵ (такими были первые Я). Если замедлителя в активной зоне нет, то основная часть делений вызывается быстрыми нейтронами с энергией x_n > 10 кэв (быстрый реактор). Возможны также реакторы на промежуточных нейтронах с энергией 1—1000 эв.

По конструкции Я делятся на гетерогенные реакторы, в которых ядерное топливо распределено в активной зоне дискретно в виде блоков, между которыми находится замедлитель нейтронов (рис. 2), и гомогенные реакторы, в которых ядерное топливо и замедлитель представляют однородную смесь (раствор или суспензия). Блоки с ядерным топливом в гетерогенном Я, называются тепловыделяющими элементами (ТВЭЛ"ами), образуют правильную решетку; объем, приходящийся на один ТВЭЛ, называется ячейкой. По характеру использования Я делятся на энергетические реакторы и исследовательские реакторы. Часто один Я выполняет несколько функций (см. Двухцелевой реактор).

Условие критичности Я имеет вид:

К_эф= К_¥× Р = 1, (1)

где 1 — Р — вероятность выхода (утечки) нейтронов из активной зоны Я, К_¥— коэффициент размножения нейтронов в активной зоне бесконечно больших размеров, определяемый для тепловых Я так называемой "формулой 4 сомножителей":

К_¥ = neju. (2)

Здесь n — среднее число вторичных (быстрых) нейтронов, возникающих при делении ядра ²³⁵ тепловыми нейтронами, e — коэффициент размножения на быстрых нейтронах (увеличение числа нейтронов за счет деления ядер, главным образом ядер ²³⁸, быстрыми нейтронами); j — вероятность того, что нейтрон не захватится ядром ²³⁸ в процессе замедления, u — вероятность того, что тепловой нейтрон вызовет деление. Часто пользуются величиной h = n/(l + a), где a — отношение сечения радиационного захвата s_р к сечению деления s_д.

Условие (1) определяет размеры Я Например, для Я из естественного и графита n = 2,4. e " 1,03, eju " 0,44, откуда К_¥=1,08. Это означает, что для К_¥> 1 необходимо Р<0,93, что соответствует (как показывает теория Я) размерам активной зоны Я ~ 5—10 м. Объем современного энергетического Я достигает сотен м³ и определяется главным образом возможностями теплосъема, а не условиями критичности. Объем активной зоны Я в критическом состоянии называется критическим объемом Я, а масса делящегося вещества — критической массой. Наименьшей критической массой обладают Я с топливом в виде растворов солей чистых делящихся изотопов в воде и с водяным отражателем нейтронов. Для ²³⁵ эта масса равна 0,8 кг, для ²³⁹— 0,5 кг. Наименьшей критической массой обладает ²⁵¹ (теоретически 10 г). Критические параметры графитового Я с естественным масса 45 т, объем графита 450 м³. Для уменьшения утечки нейтронов активной зоне придают сферическую или близкую к сферической форму, например цилиндр с высотой порядка диаметра или куб (наименьшее отношение поверхности к объему).

Величина n известна для тепловых нейтронов с точностью 0,3% (табл. 1). При увеличении энергии x_n нейтрона, вызвавшего деление, n растет по закону: n = n_t + 0,15x_n(x_n в Мэв), где n_t соответствует делению тепловыми нейтронами.

Табл. 1. — Величины n и h) для тепловых нейтронов (по данным на 1977)

²³³	²³⁵	²³⁹	²⁴¹
n 2,479	2,416	2,862	2,924
h 2,283	2,071	2,106	2,155

Величина (e—1) обычно составляет лишь несколько %, тем не менее роль размножения на быстрых нейтронах существенна, поскольку для больших Я (К_¥— 1) << 1 (графитовые Я с естественным в которых впервые была осуществлена цепная реакция, невозможно было бы создать, если бы не существовало деления на быстрых нейтронах).

Максимально возможное значение J достигается в Я, который содержит только делящиеся ядра. Энергетические Я используют слабо обогащенный (концентрация ²³⁵ ~ 3—5%), и ядра ²³⁸ поглощают заметную часть нейтронов. Так, для естественной смеси изотопов максимальное значение nJ = 1,32. Поглощение нейтронов в замедлителе и конструкционных материалах обычно не превосходит 5—20% от поглощения всеми изотопами ядерного топлива. Из замедлителей наименьшим поглощением нейтронов обладает тяжелая вода, из конструкционных материалов — и .

Вероятность резонансного захвата нейтронов ядрами ²³⁸ в процессе замедления (1—j) существенно снижается в гетерогенных Я Уменьшение (1 — j) связано с тем, что число нейтронов с энергией, близкой к резонансной, резко уменьшается внутри блока топлива и в резонансном поглощении участвует только внешний слой блока. Гетерогенная структура Я позволяет осуществить цепной процесс на естественном Она уменьшает величину О, однако этот проигрыш в реактивности существенно меньше, чем выигрыш из-за уменьшения резонансного поглощения.

Для расчета тепловых Я необходимо определить спектр тепловых нейтронов. Если поглощение нейтронов очень слабое и нейтрон успевает много раз столкнуться с ядрами замедлителя до поглощения, то между замедляющей средой и нейтронным газом устанавливается термодинамическое равновесие (термализация нейтронов), и спектр тепловых нейтронов описывается Максвелла распределением. В действительности поглощение нейтронов в активной зоне Я достаточно велико. Это приводит к отклонению от распределения Максвелла — средняя энергия нейтронов больше средней энергии молекул среды. На процесс термализации влияют движения ядер, связи и др.

Выгорание и воспроизводство ядерного топлива. В процессе работы Я происходит изменение состава топлива, связанное с накоплением в нем осколков деления (см. Ядра атомного деление) и с образованием трансурановых элементов, главным образом изотопов . Влияние осколков деления на реактивность Я называется отравлением (для радиоактивных осколков) и зашлаковыванием (для стабильных). Отравление обусловлено главным образом ¹³⁵ 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 ¹³⁵ образуется в результате распада ¹³⁵) (Тц = 6,8 ч). При отравлении Кэф изменяется на 1—3%. Большое сечение поглощения ¹³⁵ и наличие промежуточного изотопа ¹³⁵ приводят к двум важным явлениям: 1) к увеличению концентрации ¹³⁵ и, следовательно, к уменьшению реактивности Я 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 ямы зависят от потока нейтронов Ф: при Ф = 5·10¹³ нейтрон/см² × сек продолжительность ямы ~ 30 ч, а глубина в 2 раза превосходит стационарное изменение К_эф, вызванное отравлением ¹³⁵. 2) Из-за отравления могут происходить пространственно-временные колебания нейтронного потока Ф, а значит — и мощности Я Эти колебания возникают при Ф> 10¹³ нейтронов/см² × сек и больших размерах Я Периоды колебаний ~ 10 ч.

Число различных стабильных осколков, возникающих при делении ядер, велико. Различают осколки с большими и малыми сечениями поглощения по сравнению с сечением поглощения делящегося изотопа. Концентрация первых достигает насыщения в течение нескольких первых суток работы Я (главным образом ¹⁴⁹, изменяющий К_эф на 1%). Концентрация вторых и вносимая ими отрицательная реактивность возрастают линейно во времени.

Образование трансурановых элементов в Я происходит по схемам:

Здесь з означает захват нейтрона, число под стрелкой — период полураспада.

Накопление ²³⁹ (ядерного горючего) в начале работы Я происходит линейно во времени, причем тем быстрее (при фиксированном выгорании ²³⁵), чем меньше обогащение Затем концентрация ²³⁹стремится к постоянной величине, которая не зависит от степени обогащения, а определяется отношением сечений захвата нейтронов ²³⁸ и ²³⁹. Характерное время установления равновесной концентрации ²³⁹~ 3/Ф лет (Ф в ед. 10¹³ нейтронов/см²×сек). Изотопы ²⁴⁰, ²⁴¹ достигают равновесной концентрации только при повторном сжигании горючего в Я после регенерации ядерного топлива.

Выгорание ядерного топлива характеризуют суммарной энергией, выделившейся в Я на 1 т топлива. Для Я, работающих на естественном максимальное выгорание ~ 10 Гвт×сут/т (тяжело-водные Я). В Я со слабо обогащенным (2—3% ²³⁵) достигается выгорание ~ 20—30 Гвт-сут/т. В Я на быстрых нейтронах — до 100 Гвт-сут/т. Выгорание 1 Гвт-сут/т соответствует сгоранию 0,1% ядерного топлива.

При выгорании ядерного топлива реактивность Я уменьшается (в Я на естественном при малых выгораниях происходит некоторый рост реактивности). Замена выгоревшего топлива может производиться сразу из всей активной зоны или постепенно по ТВЭЛ"ам так, чтобы в активной зоне находились ТВЭЛ"ы всех возрастов — режим непрерывной перегрузки (возможны промежуточные варианты). В первом случае Я со свежим топливом имеет избыточную реактивность, которую необходимо компенсировать. Во втором случае такая компенсация нужна только при первоначально с запуске, до выхода в режим непрерывной перегрузки. Непрерывная перегрузка позволяет увеличить глубину выгорания, поскольку реактивность Я определяется средними концентрациями делящихся нуклидов (выгружаются ТВЭЛ"ы с минимальной концентрацией делящихся нуклидов). В табл. 2 приведен состав извлекаемого ядерного топлива (в кг) в водо-водяном реакторе мощностью 3 Гвт. Выгружается одновременно вся активная зона после работы Я в течение 3 лет и "выдержки" 3 лет (Ф = 3×10¹³ нейтрон/см²×сек). Начальный состав: ²³⁸ — 77350, ²³⁵ — 2630, ²³⁴ — 20.

Табл. 2. — Состав выгружаемого топлива, кг

²³⁸ 75400	²³⁵ 640	²³⁹Tu 420	²³⁶ 360	²⁴⁰ 170
²⁴¹ 70	²³⁷ 39	²¹² 30	²³⁸ 14	²⁴¹ 13
²³¹ 10	²⁴³ 8	²⁴⁴ 2	Более тяжелые изотопы 0,2	Осколки 2821 (в т. ч. отделения ²³⁵—1585)

Общая масса загруженного топлива на 3 кг превосходит массу выгруженного (выделившаяся энергия "весит" 3 кг). После остановки Я в топливе продолжается выделение энергии сначала главным образом за счет деления запаздывающими нейтронами, а затем, через 1—2 мин, главным образом за счет b- и g-излучении осколков деления и трансурановых элементов. Если до остановки Я работал достаточно долго, то через 2 мин после остановки выделение энергии (в долях энерговыделения до остановки) 3%, через 1 ч — 1%, через сутки — 0,4%, через год — 0,05%.

Коэффициентом конверсии _k называется отношение количества делящихся изотопов , образовавшихся в Я, к количеству выгоревшего ²³⁵. Табл. 2 дает = 0,25. Величина увеличивается при уменьшении обогащения и выгорания. Так, для тяжеловодного Я на естественном при выгорании 10 Гвт × сут/т = 0.55, а при совсем малых выгораниях (в этом случае называется начальным коэффициентом) = 0,8. Если Я сжигает и производит одни и те же изотопы (реактор-размножитель), то отношение скорости воспроизводства к скорости выгорания называется коэффициентом воспроизводства К_в. В Я на тепловых нейтронах Кв < 1, а для Я на быстрых нейтронах К_в может достигать 1,4—1,5. Рост К_в для Я на быстрых нейтронах объясняется главным образом тем, что для быстрых нейтронов g растет, a а падает (особенно для ²³⁹, см. Реактор-размножитель).

Управление Я Для регулирования Я важно, что часть нейтронов при делении вылетает из осколков с запаздыванием. Доля таких запаздывающих нейтронов невелика (0,68% для ²³⁵, 0,22% для ²³⁹; в табл. 1 n — сумма числа мгновенных нейтронов n₀ и запаздывающих n₃ нейтронов). Время запаздывания Т_зап от 0,2 до 55 сек. Если (К_эф — 1) £ n₃/n₀, то число делений в Я растет (К_эф > 1) или падает (К_эф < 1), с характерным временем ~Т₃. Без запаздывающих нейтронов эти времена были бы на несколько порядков меньше, что сильно усложнило бы управление Я

Для управления Я служит система управления и защиты (СУЗ). Органы СУЗ делятся на: аварийные, уменьшающие реактивность (вводящие в Я 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 Я (сверху или снизу) из веществ, сильно поглощающих нейтроны (, В 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 (, В, редкоземельные элементы), или растворы поглощающего вещества в замедлителе. Стабильности работы Я способствует отрицательный температурный коэффициент реактивности (с ростом температуры r уменьшается). Если этот коэффициент положителен, то работа органов СУЗ существенно усложняется.

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

Классификация Я По назначению и мощности Я делятся на несколько групп: 1) экспериментальный реактор (критическая сборка), предназначенный для изучения различных физических величин, значение которых необходимо для проектирования и эксплуатации Я; мощность таких Я не превышает несколько квт", 2) исследовательские реакторы, в которых потоки нейтронов и g-квантов, генерируемые в активной зоне, используются для исследований в области ядерной физики, физики твердого тела, радиационной химии, биологии, для испытания материалов, предназначенных для работы в интенсивных нейтронных потоках (в т. ч. деталей Я), для производства изотопов. Мощность исследовательского Я не превосходит 100 Мвт; выделяющаяся энергия, как правило, не используется. К исследовательским Я относится импульсный реактор", 3) изотопные Я, в которых потоки нейтронов используются для получения изотопов, в том числе и ³ для военных целей (см. Ядерное оружие); 4) энергетические Я, 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 Я достигает 3—5 Гвт (см. Ядерная энергетика. Атомная электростанция).

Я могут различаться также по виду ядерного топлива (естественный слабо обогащенный, чистый делящийся изотоп), по его составу (металлический , ₂, и т. д.), по виду теплоносителя (₂, газ, D₂, органические жидкости, расплавленный металл), по роду замедлителя (С, ₂, D₂, , , гидриды металлов, без замедлителя). Наиболее распространены гетерогенные Я на тепловых нейтронах с замедлителями — ₂О, С, D₂О и теплоносителями — ₂, газ, D₂. В ближайшие десятилетия будут интенсивно развиваться быстрые реакторы. В них "сжигается" ²³⁸, что позволяет лучше использовать ядерное топливо (в десятки раз) по сравнению с тепловыми Я Это существенно увеличивает ресурсы ядерной энергетики.

Лит.: Вейнберг А., Вигнер Е., Физическая теория ядерных реакторов, пер. с англ., М., 1961; Крамеров А. Я., Шевелев Я. В., Инженерные расчеты ядерных реакторов, М., 1964; Бать Г. А., Коченов А. С., Кабанов Л. Г., Исследовательские ядерные реакторы, М., 1972; Белл Д., Глесстон С., Теория ядерных реакторов, пер. с англ., М., 1974; Гончаров В. В., 30-летие первого советского ядерного реактора, "Атомная энергия", 1977, т, 42, в. 2.

А. Д. Галанин.

		Новости 21.11.2024 12:00:57

	Copyright © 1999-2024 Oval.ru, All Rights Reserved.