Ядерний реактор
 
а б в г д е ж з и й к л м н о п р с т у ф х ц ч ш щ ъ ы ь э ю я
 

Ядерний реактор

Ядерний реактор , пристрій, в якому здійснюється керована ядерна ланцюгова реакція, що супроводиться виділенням енергії. Перший Я. р. побудований в грудні 1942 в США під керівництвом Е. Фермі . В Європі перший Я. р. пущений в грудні 1946 в Москві під керівництвом І. Ст Курчатова . До 1978 в світі працювала вже близько тисячі Я. р. різних типів. Складовими частинами будь-якого Я. р. є: активна зона з ядерним паливом, зазвичай оточена відбивачем нейтронів, теплоносій, система регулювання ланцюгової реакції, радіаційний захист, система дистанційного керування ( мал. 1 ). Основною характеристикою Я. р. є його потужність. Потужність в 1 Мет відповідає ланцюговій реакції, в якій відбувається 3·10 16 актів ділення в 1 сек.

загрузка...

  В активній зоні Я. р. знаходиться ядерне паливо, протікає ланцюгова реакція ядерного ділення і виділяється енергія. Стан Я. р. характеризується ефективним коефіцієнтом Кеф розмноження нейтронів або реактивністю r:

r = (К ¥ — 1)/К еф . (1)

  Еслі К еф > 1, то ланцюгова реакція наростає в часі, Я. р. знаходиться в надкрітічном стані і його реактивність r > 0; якщо К еф < 1 , то реакція затухає, реактор — подкрітічен, r < 0; при До ¥ = 1, r = 0 реактор знаходиться в критичному стані, йде стаціонарний процес і число ділень постійно в часі. Для ініціації ланцюгової реакції при пуску Я. р. в активну зону зазвичай вносять джерело нейтронів (суміш Ra і Ве, 252 Cf і ін.), хоча це і не обов'язково, т. до. спонтанное ділення ядер урану і космічні промені дають достатнє число початкових нейтронів для розвитку ланцюгової реакції при К еф > 1.

  Як речовина, що ділиться, в більшості Я. р. застосовують 235 U. Якщо активна зона, окрім ядерного палива (природний або збагачений уран), містить сповільнювач нейтронів (графить, вода і інші речовини, що містять легкі ядра, див.(дивися) Уповільнення нейтронів ), то основна частина ділень відбувається під дією теплових нейтронів ( тепловий реактор ) . В Я. р. на теплових нейтронах може бути використаний природний уран, не збагачений 235 U (такими були перші Я. р.). Якщо сповільнювача в активній зоні немає, то основна частина ділень викликається швидкими нейтронами з енергією x n > 10 кев ( швидкий реактор ) . Можливі також реактори на проміжних нейтронах з енергією 1—1000 ев.

  По конструкції Я. р. діляться на гетерогенні реактори, в яких ядерне паливо розподілене в активній зоні дискретно у вигляді блоків, між якими знаходиться сповільнювач нейтронів ( мал. 2 ), і гомогенні реактори, в яких ядерне паливо і сповільнювач представляють однорідну суміш (розчин або суспензія). Блоки з ядерним паливом в гетерогенному Я. р., називаються тепловиділяючими елементами (ТВЕЛ''амі), утворюють правильні грати; об'єм, що доводиться на один ТВЕЛ називається вічком. По характеру використання Я. р. діляться на енергетичні реактори і дослідницькі реактори . Часто один Я. р. виконує декілька функцій (див. Двоцільовий реактор ) .

  Умова критичності Я. р. має вигляд:

К еф = До ¥ × Р = 1 , (1)

  де 1 — Р — вірогідність виходу (витоки) нейтронів з активної зони Я. р., До ¥ коефіцієнт розмноження нейтронів в активній зоні нескінченно великих розмірів, визначуваний для теплових Я. р. так званою «формулою 4 співмножників»:

До ¥ = neju. (2)

  Тут n — середнє число вторинних (швидких) нейтронів, що виникають при діленні ядра 235 U тепловими нейтронами, e — коефіцієнт розмноження на швидких нейтронах (збільшення числа нейтронів за рахунок ділення ядер, головним чином ядер 238 U, швидкими нейтронами); j — вірогідність того, що нейтрон не захопиться ядром 238 U в процесі уповільнення, u — вірогідність того, що тепловий нейтрон викличе ділення. Часто користуються величиною h = n/(l + а), де а — відношення перетину радіаційного захвату s р до перетину ділення s д .

  Умова (1) визначає розміри Я. р. Наприклад, для Я. р. з природного урану і графіту n = 2,4. e » 1,03, eju » 0,44, звідки До ¥ =1,08. Це означає, що для До ¥ > 1 необхідне Р<0,93, що відповідає (як показує теорія Я. р.) розмірам активної зони Я. р. ~ 5—10 м. Об'єм сучасного енергетичного Я. р. досягає сотень м 3 і визначається головним чином можливостями теплос'ема, а не умовами критичності. Об'єм активної зони Я. р. в критичному стані називається критичним об'ємом Я. р., а маса речовини, що ділиться, — критичною масою. Найменшою критичною масою володіють Я. р. з паливом у вигляді розчинів солей чистих ізотопів, що діляться, у воді і з водяним відбивачем нейтронів. Для 235 U ця маса дорівнює 0,8 кг , для 239 Pu 0,5 кг Найменшою критичною масою володіє 251 Cf (теоретично 10 г). Критичні параметри графітового Я. р. з природним ураном: маса урану 45 т , об'єм графіту 450 м 3 . Для зменшення витоку нейтронів активній зоні додають сферичну або близьку до сферичної форму, наприклад циліндр з висотою порядку діаметру або куб (найменше відношення поверхні до об'єму).

  Величина n відома для теплових нейтронів з точністю 0,3% (таблиця. 1). При збільшенні енергії x n нейтрона, що викликав ділення, n зростає згідно із законом: n = n t + 0,15x n (x n в Мев ), де n t відповідає діленню тепловими нейтронами.

Таблиця. 1. — Величини n і h) для теплових нейтронів (за даними на 1977)

233 U

235 U

239 Pu

241 Pu

n 2,479

2,416

2,862

2,924

h 2,283

2,071

2,106

2,155

Величина (e—1) зазвичай складає лише декілька %, проте роль розмноження на швидких нейтронах істотна, оскільки для великих Я. р. ( До ¥   1) << 1 (графітові Я. р. з природним ураном, в яких вперше була здійснена ланцюгова реакція неможливо було б створити, якби не існувало ділення на швидких нейтронах).

  Максимально можливе значення J досягається в Я. р., який містить ядра, що лише діляться. Енергетичні Я. р. використовують слабо збагачений уран (концентрація 235 U ~ 3—5%), і ядра 238 U поглинають помітну частину нейтронів. Так, для природної суміші ізотопів урану максимальне значення nj = 1,32. Поглинання нейтронів в сповільнювачі і конструкційних матеріалах зазвичай не перевершує 5—20% від поглинання всіма ізотопами ядерного палива. Із сповільнювачів найменшим поглинанням нейтронів володіє важка вода, з конструкційних матеріалів — Al і Zr.

  Вірогідність резонансного захвату нейтронів ядрами 238 U в процесі уповільнення (1—j) істотно знижується в гетерогенних Я. р. Зменшення (1 — j) пов'язане з тим, що число нейтронів з енергією, близькою до резонансною, різко зменшується усередині блоку палива і в резонансному поглинанні бере участь лише зовнішній шар блоку. Гетерогенна структура Я. р. дозволяє здійснити ланцюговий процес на природному урані. Вона зменшує величину Про, проте цей програш в реактивності істотно менший, ніж виграш із-за зменшення резонансного поглинання.

  Для розрахунку теплових Я. р. необхідно визначити спектр теплових нейтронів. Якщо поглинання нейтронів дуже слабке і нейтрон встигає багато раз зіткнутися з ядрами сповільнювача до поглинання, то між уповільнюючим середовищем і нейтронним газом встановлюється термодинамічна рівновага (термалізація нейтронів), і спектр теплових нейтронів описується Максвелла розподілом . Насправді поглинання нейтронів в активній зоні Я. р. досить великий. Це приводить до відхилення від розподілу Максвелла — середня енергія нейтронів більше середньої енергії молекул середовища. На процес термалізації впливають рухи ядер, хімічні зв'язки атомів і ін.

  Вигорання і відтворення ядерного палива . В процесі роботи Я. р. відбувається зміна складу палива, пов'язана з накопиченням в нім уламків ділення (див. Ядра атомного ділення ) і з утворенням трансуранових елементів, головним чином ізотопів Pu. Вплив уламків ділення на реактивність Я. р. називається отруєнням (для радіоактивних осколків) і зашлаковиванієм (для стабільних). Отруєння обумовлене головним чином 135 Xe який володіє найбільшим перетином поглинання нейтронів (2,6·10 6 барн ). Період його напіврозпаду T 1/2 = 9,2 ч, вихід при діленні складає 6—7%. Основна частина 135 Xe утворюється в результаті розпаду 135 ] ( Тц = 6,8 ч ) . При отруєнні Кеф змінюється на 1—3%. Великий перетин поглинання 135 Xe і наявність проміжного ізотопу 135 I приводять до двох важливих явищ: 1) до збільшення концентрації 135 Xe і, отже, до зменшення реактивності Я. р. після його зупинки або зниження потужності («йодна яма»). Це вимушує мати додатковий запас реактивності в органах регулювання або робить неможливою короткочасні зупинки і коливання потужності. Глибина і тривалість йодної ями залежать від потоку нейтронів Ф: при Ф = 5·10 13 нейтрон/см 2 × сік тривалість йодної ями ~ 30 ч , а глибина в 2 рази перевершує стаціонарну зміну К еф , викликане отруєнням 135 Xe. 2) Із-за отруєння можуть відбуватися просторово-часові коливання нейтронного потоку Ф, а значить — і потужності Я. р. Ці коливання виникають при Ф> 10 13 нейтронов/см 2 × сік і великих розмірах Я. р. Періоди коливань ~ 10 ч.

  Число різних стабільних осколків, що виникають при діленні ядер, велике. Розрізняють осколки з великими і малими перетинами поглинання в порівнянні з перетином поглинання ізотопу, що ділиться. Концентрація перших досягає насичення протягом декількох перших діб роботи Я. р. (головним чином 149 Sm, змінюючий К еф на 1%). Концентрація других і що вноситься ними негативна реактивність зростають лінійно в часі.

  Утворення трансуранових елементів в Я. р. відбувається за схемами:

Тут з означає захват нейтрона, число під стрілкою — період напіврозпаду.

  Накопичення 239 Pu (ядерного пального) на початку роботи Я. р. відбувається лінійно в часі, причому тим швидше (при фіксованому вигоранні 235 U), чим менше збагачення урану. Потім концентрація 239 Pu прагне до постійної величини, яка не залежить від міри збагачення, а визначається відношенням перетинів захвату нейтронів 238 U і 239 Pu . Характерний час встановлення рівноважної концентрації 239 Pu ~ 3/ Ф років (Ф в ед. 10 13 нейтронов/ см 2 ×сек). Ізотопи 240 Pu, 241 Pu досягають рівноважної концентрації лише при повторному спалюванні пального в Я. р. після регенерації ядерного палива.

  Вигорання ядерного палива характеризують сумарною енергією, що виділилася в Я. р. на 1 т палива. Для Я. р., що працюють на природному урані, максимальне вигорання ~ 10 Гвт × сут/т (важко-водні Я. р.). У Я. р. із слабо збагаченим ураном (2—3% 235 U ) досягається вигорання ~ 20—30 Гвт-сут/т. В Я. р. на швидких нейтронах — до 100 Гвт-сут/т. Вигорання 1 Гвт-сут/т відповідає згоранню 0,1% ядерного палива.

  При вигоранні ядерного палива реактивність Я. р. зменшується (у Я. р. на природному урані при малих вигораннях відбувається деяке зростання реактивності). Заміна вигорілого палива може вироблятися відразу зі всієї активної зони або поступово по ТВЕЛ''ам так, щоб в активній зоні знаходилися ТВЕЛ''и різного віку — режим безперервного перевантаження (можливі проміжні варіанти). У першому випадку Я. р. зі свіжим паливом має надлишкову реактивність, яку необхідно компенсувати. У другому випадку така компенсація потрібна лише при спочатку із запуску, до виходу в режим безперервного перевантаження. Безперервне перевантаження дозволяє збільшити глибину вигорання, оскільки реактивність Я. р. визначається середніми концентраціями ділимих нуклідів (вивантажуються ТВЕЛ''и з мінімальною концентрацією ділимих нуклідів). У таблиці. 2 приведений склад витягуваного ядерного палива (у кг ) у водо-водяном реакторі потужністю 3 Гвт. Вивантажується одночасно вся активна зона після роботи Я. р. протягом 3 років і «витримки» 3 років (Ф = 3×10 13 нейтрон/см 2 ×сек). Початковий склад: 238 U — 77350, 235 U — 2630, 234 U — 20.

Таблиця. 2. — Склад вивантажуваного палива, кг

238 U

75400

235 U

640

239 Tu

420

236 U

360

240 Pu

170

241 Pu

70

237 Np

39

212 Pu

30

238 Pu

14

241 Am

13

231 U

10

243 Am

8

244 Cm

2

важчі ізотопи

0,2

Осколки

2821

(в т.ч. відділення 235 U—1585)

  Загальна маса завантаженого палива на 3 кг перевершує масу вивантаженого (енергія, що виділилася, «важить» 3 кг ) . Після зупинки Я. р. в паливі продовжується виділення енергії спочатку головним чином за рахунок ділення запізнілими нейтронами, а потім, через 1—2 мін , головним чином за рахунок b- і g-віпромінювання уламків ділення і трансуранових елементів. Якщо до зупинки Я. р. працював достатньо довго, то через 2 мін після зупинки виділення енергії (у долях енерговиділення до зупинки) 3%, через 1 ч — 1%, через добу — 0,4%, через рік — 0,05%.

  Коефіцієнтом конверсії K до називається відношення кількості ізотопів Pu, що діляться, утворилися в Я. р., до кількості вигорілого 235 U. Таблиця. 2 дає K K = 0,25. Величина K K збільшується при зменшенні збагачення і вигорання. Так, для важководного Я. р. на природному урані, при вигоранні 10 Гвт × сут/т K K = 0.55, а при зовсім малих вигораннях (в цьому випадку K K називається початковим плутонієвим коефіцієнтом) K K = 0,8. Якщо Я. р. спалює і виробляє одні і ті ж ізотопи (реактор-розмножувач), те відношення швидкості відтворення до швидкості вигорання називається коефіцієнтом відтворення К в . У Я. р. на теплових нейтронах Кв < 1 , а для Я. р. на швидких нейтронах К в може досягати 1,4—1,5. Зростання К в для Я. р. на швидких нейтронах пояснюється головним чином тим, що для швидких нейтронів g зростає, а а падає (особливо для 239 Pu, див.(дивися) Реактор-розмножувач ) .

  Управління Я. р. Для регулювання Я. р. поважно, що частина нейтронів при діленні вилітає з осколків із запізнюванням. Доля таких запізнілих нейтронів невелика (0,68% для 235 U, 0,22% для 239 Pu; у таблиці. 1 n — сума числа миттєвих нейтронів n 0 і n 3 нейтронів, що запізнюються). Час запізнювання Т зап від 0,2 до 55 сек. Якщо ( К еф 1) £ n 3 /n 0 , те число ділень в Я. р. зростає ( К еф > 1) або падає ( К еф < 1), з характерним часом ~Т 3 . Без запізнілих нейтронів ці часи були б на декілька порядків менше, що сильно ускладнило б управління Я. р.

  Для управління Я. р. служить система управління і захисту (СУЗИ). Органи СУ(Збори узаконень) З діляться на: аварійні, зменшуючі реактивність (що вводять в Я. р. негативну реактивність) при появі аварійних сигналів; автоматичні регулювальники, що підтримують постійним нейтронний потік Ф (а значить — і потужність); компенсуючі (компенсація отруєння, вигорання, температурних ефектів). В більшості випадків це стрижні, що вводяться в активну зону Я. р. (зверху або знизу) з речовин, що сильно поглинають нейтрони (Cd, В і ін.). Їх рух управляється механізмами, що спрацьовують по сигналу приладів, чутливих до величини нейтронного потоку. Для компенсації вигорання можуть використовуватися вигоряючі поглиначі, ефективність яких убуває при захваті ними нейтронів (Cd, В, рідкоземельні елементи ), або розчини поглинаючої речовини в сповільнювачі. Стабільності роботи Я. р. сприяє негативний температурний коефіцієнт реактивності (із зростанням температури r зменшується). Якщо цей коефіцієнт позитивний, то робота органів СУ(Збори узаконень) З істотно ускладнюється.

  Я. р. оснащується системою приладів, що інформують оператора про стан Я. р.: про потік нейтронів в різних точках активної зони, витраті і температурі теплоносія, рівні іонізуючого випромінювання в різних частинах Я. р. і в допоміжних приміщеннях, про положення органів СУ(Збори узаконень) З і ін. Інформація, що отримується з цих приладів, поступає в ЕОМ(електронна обчислювальна машина), яка може або видавати її операторові в обробленому вигляді (функції обліку), або на підставі математичної обробки цієї інформації видавати рекомендації операторові про необхідні зміни в режимі роботи Я. р. (машина-порадник), або, нарешті, здійснювати управління Я. р. в певних межах без участі оператора (машина, що управляє).

  Класифікація Я. р. За призначенням і потужності Я. р. діляться на декілька груп: 1) експериментальний реактор (критична збірка), призначений для вивчення різних фізичних величин, значення яких необхідне для проектування і експлуатації Я. р.; потужність таких Я. р. не перевищує декілька квт'' , 2) дослідницькі реактори, в яких потоки нейтронів і g-квантів, що генеруються в активній зоні, використовуються для досліджень в області ядерної фізики, фізики твердого тіла, радіаційної хімії, біології, для випробування матеріалів, призначених для роботи в інтенсивних нейтронних потоках (в т.ч. деталей Я. р.), для виробництва ізотопів. Потужність дослідницького Я. р. не перевершує 100 Мвт; енергія, що виділяється, як правило, не використовується. До дослідницьких Я. р. відноситься імпульсний реактор'' , 3) ізотопні Я. р., в яких потоки нейтронів використовуються для здобуття ізотопів, у тому числі Pu і 3 H для військових цілей (див. Ядерна зброя ) ; 4) енергетичні Я. р., в яких енергія, що виділяється при діленні ядер, використовується для вироблення електроенергії, теплофікації, опріснення морської води, в силових установках на кораблях і т. д. Потужність (теплова) сучасного енергетичного Я. р. досягає 3—5 Гвт (див. Ядерна енергетика . Атомна електростанція ) .

  Я. р. можуть розрізнятися також по вигляду ядерного палива (природний уран, слабо збагачений, чистий ізотоп, що ділиться), по його хімічному складу (металевий U, Uo 2 , UC і т. д.), по вигляду теплоносія (H 2 O, газ, D 2 O, органічні рідини, розплавлений метал), по роду сповільнювача (З, H 2 O, D 2 O, Ве, BEO, гідриди металів, без сповільнювача). Найбільш поширені гетерогенні Я. р. на теплових нейтронах із сповільнювачами — H 2 Про, З, D 2 Про і теплоносіями — H 2 O, газ, D 2 O. У найближчі десятиліття будуть інтенсивно розвиватися швидкі реактори. У них «спалюється» 238 U, що дозволяє краще використовувати ядерне паливо (у десятки разів) в порівнянні з тепловими Я. р. Це істотно збільшує ресурси ядерної енергетики.

  Літ.: Вейнберг А., Вігнер Е., Фізична теорія ядерних реакторів, пер.(переведення) з англ.(англійський), М., 1961; Крамеров А. Я., Шевельов Я. Ст, Інженерні розрахунки ядерних реакторів, М., 1964; Тат Р. А., Коченов А. С. Кабанів Л. Р., Дослідницькі ядерні реактори, М., 1972; Белл Д., Глесстон С., Теорія ядерних реакторів, пер.(переведення) з англ.(англійський), М., 1974; Гончарів Ст Ст, 30-ліття першого радянського ядерного реактора, «Атомна енергія», 1977, т, 42, ст 2.

  А. Д. Галанін.

Мал. 1. Подовжній розріз реактора Інституту атомної енергії імені І. Ст Курчатова: 1 — активна зона; 2 — завантажувальний пристрій; 3 — вода-теплоносій; 4 — радіаційний захист; 5 — приводи системи дистанційного керування; 6 — напірний і всмоктуючий трубопроводи.

Мал. 2. Збірка гетерогенного реактора

Схема утворення трансуранових елементів в ядерному реакторі.