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 Кэф размножения
нейтронов или реактивностью (:
( = (Кэф - 1)/Кэф.
Если Кэф > 1, то цепная реакция нарастает во времени, ядерный реактор
находится в надкритичном состоянии и его реактивность ? > 0; если Кэф < 1,
то реакция затухает, реактор - подкритичен, р < 0; при Кэф = 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 Кэф > 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 ?
> 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 T1/2= 9,2 ч,
выход при делении составляет 6-7% . Основная часть 135Хе образуется в
результате распада 135I (T1/2 = 6,8 ч). При отравлении Кэф изменяется на 1-
3% . Большое сечение поглощения 135Xe и наличие промежуточного изотопа 135I
приводят к двум важным явлениям:
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 Кэф, вызванное отравлением
135Хе.
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 Тзап от 0,2 до 55 сек. Если (Кэф - 1) ( (3/(0, то
число делений в ядерном реакторе растёт (Кэф > 1) или падает (Кэф < 1), с
характерным временем ~ Tз. 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 ( 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 (-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.