Ядерные реакторы и безопасность

ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ И БЕЗОПАСНОСТЬ

ВВЕДЕНИЕ 1

1. ПОНЯТИЕ ЦЕПНОЙ РЕАКЦИИ 2

2. КОЭФФИЦИЕНТ РАЗМНОЖЕНИЯ 2

3. РАЗВИТИЕ ЦЕПНОЙ РЕАКЦИИ ВО ВРЕМЕНИ 3

4. ДЕЛЯЩИЕСЯ МАТЕРИАЛЫ 4

5. ПРИНЦИПЫ ПОСТРОЕНИЯ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ 5

6. КОНСТРУКТИВНЫЕ ОСОБЕННОСТИ ПОСТРОЕНИЯ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ 8

7. БЕЗОПАСНОСТЬ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ 10

БИБЛИОГРАФИЧЕСКИЙ СПИСОК 13

ВВЕДЕНИЕ

Возрастающее значение ядерной техники в общем энергетическом балансе выдвигает сегодня как одну из актуальных задач дальнейшее со-вершенствование ядерных реакторов. Прежде всего это относится к тем реакторам, на основе которых планируется развитие ядерной энергетики в ближайшие 10-15 лет.

Ядерный реактор (атомный реактор) - это устройство для осуществ-ления управляемой ядерной цепной реакции. Принцип действия ядерного реактора основан на использовании энергии деления ядер тяжелых эле-ментов и осуществляется через комплекс самоподдерживающихся ядер-но-физических, химических и теплофизических процессов.

1. ПОНЯТИЕ ЦЕПНОЙ РЕАКЦИИ

В основе цепного процесса всегда лежит экзоэнергетическая реакция, обладающая тем свойством, что возбуждается частицей и порождает вто-ричные частицы. Если в каждом акте реакции появляется только одна частица носитель, то цепная реакция называется неразветвленной. Нераз-ветвленная цепная реакция не может стать самоподдерживающейся. Если в каждом акте реакции или в некоторых звеньях цепи появляется более одной частицы, то возникает разветвленная цепная реакция, ибо одна их вторич-ных частиц продолжает начатую цепь, а другие дают новые цепи, которые снова ветвятся. Правда , с процессом ветвления конкурируют процессы, которые приводят к обрывам цепей. Если число образующихся новых цепей превосходит число обрывов, цепная реакция быстро распространяется по всему объему вещества при появлении хотя бы одной начальной частицы. Состояние при котором число новых цепей равно числу обрывов называ-ется критическим. [ 1 ]

Деление тяжелого ядра возбуждается одним нейтроном, а в резуль-тате деления появляется более одного нейтрона. Следовательно, реакция деления может породить самоподдерживающуюся цепную реакцию, носи-телями которой будут служить нейтроны.

2. КОЭФФИЦИЕНТ РАЗМНОЖЕНИЯ

Каждая новая цепь начинается одной частицей и, следовательно, размножение цепей есть размножение частиц. Поэтому для описания раз-вивающихся в разветвленных цепных реакциях явлений пользуются поня-тием коэффициента размножения частиц, под которыми подразумеваются нейтроны. Каждый нейтрон, участвующий в цепном процессе, проходит цикл обращения: рождается в реакции деления, некоторое время сущест-вует в свободном состоянии, затем либо теряется, либо порождает новый акт деления и дает нейтроны следующего поколения.

Коэффициентом размножения нейтронов k называется отноше-ние числа нейтронов последующего поколения к их числу в предшест-вующем поколении во всем объеме размножающей нейтроны среды. По-коления нейтронов при непрерывном их обращении разделены средним временем нейтронного цикла. [ 1 ]

Критическое состояние характеризуется условием k = 1. При k  1 состояние вещества называется подкритическим и цепная реакция затухает, если в начальный момент в среде существовало какое-то число нейтронов, а если в начальный момент нейтронов не было, то цепная реакция вообще невозможна. В надкритическом состоянии k  1 и цепная реакция лави-нообразно нарастает до тех пор, пока в силу каких-либо причин не станет k  1. Поскольку тяжелые ядра могут делится самопроизвольно, то какое-то малое число нейтронов всегда присутствует в среде, включающей тяжелые нуклиды, а значит, всегда находится первый нейтрон, начинающий цепной процесс. Кроме того, свободные нейтроны появляются повсюду как про-дукты ядерных реакций, возбуждаемых космическими частицами, так что при достижении состояния с k  1 цепная реакция деления начинается сама по себе и немедленно.

3. РАЗВИТИЕ ЦЕПНОЙ РЕАКЦИИ ВО ВРЕМЕНИ

Изменение числа нейтронов в некритическом реакторе определяется отличием числа k от единицы и временем нейтронной цикла . Если в некоторый момент времени в реакторе имеется n нейтронов, то по опре-делению коэффициента размножения их число по прошествии одного цикла обращения становится равным kn , а приращение за время цикла составит kn - n = n ( k - 1 ). Следовательно, изменение числа нейтронов в единицу времени

dn n ( k-1 )

= .

dt 

Решение этого уравнения дает зависимость числа нейтронов от вре-мени и, следовательно, энерговыделение в реакторе. В средах из чистых делящихся материалов времена нейтронных циклов имеют порядок 10 -8 с. При k = 1,1 один начальный нейтрон через 6 мкс порождает 10 26 ней-тронов, что эквивалентно делению 40 кг урана в момент t = 6 мкс. Эта оценка показывает, что скорость нарастания цепной реакции деления мо-жет быть необычайно высока, а практически мгновенное энерговыделение представляет собой ядерный взрыв. Мощности ядерных взрывов обычно оценивают в эквивалентах наиболее распространенного химического взрывчатого вещества - тринитротолуола ( ТНТ ). Выделяющаяся при де-лении 1 кг урана энергия равна энергии , освобождающейся при взрыве 20 000 т ТНТ. [ 1 ]

4. ДЕЛЯЩИЕСЯ МАТЕРИАЛЫ

В качестве делящегося вещества используются обычно изотопы урана 233 U, 235 U, 238 U, изотопы тория 232 Th, а также изотопы плутония 239 Pu , 240 Pu , 241 Pu. [ 2 ]

В чистом делящемся материале, например в 235 U, цепная реакция легко осуществима, однако стоимость чистых делящихся материалов очень высока из-за сложной технологи получения, и их применение ограничи-вается главным образом военными целями. Для получения энергии в ядерных реакторах целесообразно использовать природный или обога-щенный изотопом 235 U уран.

Изотопный состав имеющегося в природе урана приведен в таблице 1

Таблица 1

Изотоп Содержание, %

238 U 99,28

235 U 0,714

234 U 0,006

Из таблицы видно, что природный уран почти одноизотопный эле-мент. Из-за малой концентрации 235 U получение цепной реакции непо-средственно в металлическом природном уране невозможно. Вместе с тем цепная реакция может быть получена в смесях природного или слабообо-гащенного урана с веществами замедлителями нейтронов. При достаточно большом количестве атомов-замедлителей в смеси нейтроны скорее за-медляются до тепловой энергии, чем поглощаются в 238 U. В этом случае даже при малой концентрации 235 U в смесях с тяжелой водой, бериллием и графитом может быть достигнуто критическое состояние при использо-вании природного урана.

5. ПРИНЦИПЫ ПОСТРОЕНИЯ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

Достижение критического состояния представляет наибольший интерес с точки зрения получения контролируемого источника энергии. В критическом состоянии число нейтронов не меняется во времени. Следо-вательно, число актов деления в единицу времени, а значит, и энерговы-деление постоянны. Абсолютное значение энерговыделения при этом мо-жет быть получено любым с помощью системы управления цепной реак-цией. Введение в размножающую среду дополнительного количества делящегося материала приводит к избыточному размножению цепей реакций, т.е. сопровождается повышением k. Напротив, введение по-глотителя нейтронов увеличивает число обрывов цепей и снижает k. Кроме того возможно применение веществ-отражателей нейтронов, пере-мещение которых вблизи размножающей среды уменьшает или увеличи-вает потери нейтронов из-за утечки, что также изменяет число обрывов цепей. Манипуляции указанными элементами управления позволяют на-чинать цепную реакцию, достигать любого уровня мощности, поддержи-вать стационарный режим в критическом состоянии и прекращать цепной процесс. Установка с контролируемой цепной реакцией деления и пред-ставляет собой ядерный реактор.

Условно можно выделить две концепции построения ядерных реактора - концепцию реактора как теплотехического аппарата и концепцию реактора как физико-химммического аппарата. [ 3 ]

В концепцию реактора как теплотехничнского аппарата поло-жены два принципа:

 освободить ядерный реактор от всех технологических процессов регенерации ядерного горючего и оставить ему единственную функцию генератора тепловой энергии;

 максимально локализовать в реакторе область, занятую делящи-мися материалами и продуктами деления.

Такой подход к строительству реакторов дал возможность на первом этапе развития ядерной энергетики наиболее быстро создать атомные энергоустановки, поскольку в них удалось свести к минимуму количество принципиально новых элементов конструкции, а вопросы регенерации горючего по существу были отложены до лучших времен. Эта концепция воплощена во всех современных реакторах. Эта же концепция лежит в основе разрабатываемых жидкометаллических реакторах на быстрых ней-тронах, газоохлаждаемых высокотемпературных реакторах и др.

Недостатком теплотехнической концепции является неполное ис-пользование тех потенциальных возможностей, которые заложены в самом феномене деления ядер тяжелых металлов.

Альтернативой