ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР, устройство, в котором осуществляется управ-ляемая ядерная цепная реакция, сопровождаю¬щаяся выделением энергии. Первый ядерный реактор построен в декабре 1942 в США под руководством Э. Ферми. В Европе пер¬вый ядерный реактор пущен в декабре 1946 в Москве под руководством П. В. Курчатова. Составны¬ми частями любого ядерного реактора являются: ак¬тивная лона с ядерным топливом, обыч¬но окружённая отражателем нейтронов, теплоноситель, система регулирования цепной реак-ции, радиан, защита, система дистанционного управления. Основной ха¬рактеристикой ядерного реактора является его мощ¬ность. Мощность в 1 Мвт соответствует цепной реакции, в которой происходит 3*1016 актов деления в 1 сек.
В активной зоне ядерного реактора находит¬ся ядерное топливо, протека-ет цепная реакция ядерного деления и выделяется энергия. Состояние ядер-ного реактора характеризуется эффективным коэффициентом Кэф размноже-ния нейтронов или реактивностью :
= (Кэф - 1)/Кэф.
Если Кэф > 1, то цепная реакция нара¬стает во времени, ядерный реактор находится в надкритичном состоянии и его реактив¬ность ρ > 0; если Кэф < 1, то реакция затухает, реактор - подкритичен, р < 0; при Кэф = 1, р = 0 реактор находится в критическом состоянии, идёт ста¬ционарный процесс и число де-лений по¬стоянно во времени. Для инициирования цепной реакции при пуске ядерного реактора в актив¬ную зону обычно вносят источник нейтро¬нов (смесь Ra и Be, 252Cf и др.), хотя это и не обязательно, т. к. спонтанное деле¬ние ядер урана и космические лучи дают достаточное число начальных ней-тронов для развития цепной реакции при Кэф > 1.
В качестве делящегося вещества в боль¬шинстве Ядерный реактор при-меняют 235U. Если ак¬тивная зона, кроме ядерного топлива (природный или обогащённый уран), со¬держит замедлитель нейтронов (графит, вода и др. вещества, содержащие лёгкие ядра), то основная часть делений происходит под дей¬ствием тепловых нейтронов (тепловой реактор). В ядерном реакторе на тепловых нейтронах может быть использован природный уран, не обога-щённый 235U (такими были пер¬вые ядерные реакторы). Если замедлителя в активной зоне нет, то основная часть делении вызыва¬ется быстрыми нейтро-нами с энергией ξ > 10 кэв (быстрый реактор). Воз¬можны также реакторы на промежуточных нейтронах с энергией 1 - 1000 эв.
По конструкции ядерные реакторы делятся на гете¬рогенные 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 представ¬ляют однород-ную смесь (раствор или суспензия). Блоки с ядерным топливом в гетероген-ном ядерном реакторе, называются тепловыде¬ляющими элементами (ТВЭЛ'ами), об¬разуют правильную решётку; объём, при¬ходящийся на один ТВЭЛ, называют ячейкой. По характеру использования Ядерный реактор де-лят¬ся на энергетические реакторы и иссле¬довательские реакторы. Часто один ядерный реактор выполняет несколько функций.
Выгорание и воспроизводство ядерного топлива.
В процессе работы ядерного реактора проис¬ходит изменение состава то-плива, свя¬занное с накоплением в нём осколков де¬ления и с образованием трансурановых элемен¬тов, главным образом изотопов Pu. Влияние ос¬колков деления на реактивность ядерного реактора называют отравлением (для ра-диоактив¬ных осколков) и зашлаковыванием (для стабильных). Отравление обусловлено главным образом 135Xe, который обла¬дает наибольшим сечени-ем поглощения нейтронов (2,6*106 барн). Период его полураспада T1/2= 9,2 ч, выход при де¬лении составляет 6-7% . Основная часть 135Хе образуется в ре-зультате распада 135I (T1/2 = 6,8 ч). При отравлении Кэф изменяется на 1-3% . Большое сечение поглощения 135Xe и наличие промежуточ¬ного изотопа 135I приводят к двум важным явлениям:
1) к увеличению концентра¬ции 135Хе и, следовательно, к уменьше¬нию реактивности ядерного реактора после его оста¬новки или снижения мощности («йодная яма»). Это вынуждает иметь до-полни¬тельный запас реактивности в органах регулирования либо делает невозмож¬ным кратковременные остановки и ко¬лебания мощности. Глубина и продол¬жительность йодной ямы зависят от по¬тока нейтронов Ф: при Ф = 5*1013 ней¬трон/см2*сек продолжи-тельность йодной ямы ~ 30 ч, а глубина в 2 раза превосхо¬дит ста-ционарное изменение Кэф, вызван¬ное отравлением 135Хе.
2) Из-за отравле¬ния могут происходить пространственно-временные колебания нейтронного потока Ф, а значит — и мощ-ности ядерного реактора. Эти ко¬лебания возникают при Ф> 1013 ней¬трон/см2*сек и больших размерах ядерного реактора. Перио-ды колебаний ~ 10 ч.
Выгорание ядерного топлива характе¬ризуют суммарной энергией, выде-лив¬шейся в ядерном реакторе на 1 т топлива. Для ядерных реакторов рабо-тающих на естественном уране, максимальное выгорание ~ 10 Гвт*сут/т (тя-жело¬водные ядерные реакторы). В ядерных реакторах со слабо обо¬гащённым ураном (2 - 3% 235U) достига¬ется 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 де¬лении вылетает из осколков с запазды¬ванием. Доля таких запаздываю¬щих нейтронов невелика (0.68% для 235U, 0,22% для 239Pu). Вре¬мя запаз-дывания 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 време-нем ~ 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 появле-нии аварийных сигналов; автоматические регуляторы, поддерживающие по-стоянным нейтронный поток Ф (а значит - и мощность); компенсирующие (компенсация отравления, выгорания, температурных эффектов). В большин-стве 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, сра¬батывающими по сигналу приборов, чув¬ствительных к величине нейтронного по¬тока. Для компенса-ции выгорания могут использоваться выгорающие поглотители, эффектив-ность которых убывает при за¬хвате ими нейтронов (Cd, В, редкозе¬мельные элементы), или растворы по¬глощающего вещества в замедлителе. Стабильности работы ядерного реактора способствует отрицательный тем-пературный коэффициент реактивности (с ростом температуры уменьша-ется). Если этот коэффициент положителен, то работа органов СУЗ суще¬ственно усложняется.
Ядерный реактор оснащается системой приборов, информирующих опе-ратора о состоянии ядерного реактора: о потоке нейтронов в разных точ¬ках активной зоны, расходе и температуре теплоносителя, уровне ионизирующе-го излучения в различных частях ядерного реактора и в вспомогательных помещениях, о положе¬нии 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 необхо-димых изменениях в режиме работы ядерного реактора (машина - советчик), либо, наконец, осуществлять управление ядерного реактора без участия опе-ратора (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) исследователь¬ские реакторы, в которых потоки нейтронов и -квантов, генерируемые в активной зоне, используются для исследований в области ядерной физики, физики твёр¬дого тела, радиационной химии, биоло-гии, для испытания материалов, предназначенных для работы в интенсивных нейтронных по¬токах (в т. ч. деталей ядерного реактора), для производства изотопов. Мощность исследовательского ядерного реактора не превосходит 100 Мвт: выделяю¬щаяся энергия, как правило, не исполь¬зуется. К исследова-тельским ядерным реакторам отно¬сится импульсный реактор:
3) изотопные ядерные реакторы, в которых потоки нейтронов исполь¬зуются для получения изотопов, в т. ч. Pu и 3Н для военных целей;
4) энергетические ядерные реакторы, в которых энер¬гия, выделяющаяся при делении ядер, используется для выработки электроэнер¬гии, теплофика-ции, опреснения морской воды, в силовых установках на кораблях и т. д. Мощность (тепловая) современного энер¬гетического ядерного реактора дос-тигает 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 теплоноси-теля (Н2О, газ, D2O, органические жидкости, расплавленный металл), по роду замедлителя (С, Н2О, D2O, Be, BeO. гидриды метал¬лов, без замедлителя). Наиболее распро¬странены гетерогенные Ядерный реактор на тепловых ней-тронах с замедлителями — Н2О, С, D2O и теплоносителями — Н2О, газ, D2O.