Ядерный 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
 

Ядерный реактор

Ядерный реактор, устройство, в котором осуществляется управляемая ядерная цепная реакция, сопровождающаяся выделением энергии. Первый Я. р. построен в декабре 1942 в США под руководством Э. Ферми. В Европе первый Я. р. пущен в декабре 1946 в Москве под руководством И. В. Курчатова. К 1978 в мире работало уже около тысячи Я. р. различных типов. Составными частями любого Я. р. 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. р. является его мощность. Мощность в 1 Мет соответствует цепной реакции, в которой происходит 3·1016 актов деления в 1 сек.

загрузка...

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

r = (К¥ — 1)/Кэф. (1)

  Если Кэф > 1, то цепная реакция нарастает во времени, Я. р. находится в надкритичном состоянии и его реактивность r > 0; если Кэф < 1, то реакция затухает, реактор — подкритичен, r < 0; при К¥= 1, r = 0 реактор находится в критическом состоянии, идёт стационарный процесс и число делений постоянно во времени. Для инициирования цепной реакции при пуске Я. р. 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 Я. р. применяют 235U. Если активная зона, кроме ядерного топлива (природный или обогащенный уран), содержит замедлитель нейтронов (графит, вода и другие вещества, содержащие лёгкие ядра, см.(смотри) Замедление нейтронов), то основная часть делений происходит под действием тепловых нейтронов (тепловой реактор). В Я. р. на тепловых нейтронах может быть использован природный уран, не обогащенный 235U (такими были первые Я. р.). Если замедлителя в активной зоне нет, то основная часть делений вызывается быстрыми нейтронами с энергией xn > 10 кэв (быстрый реактор). Возможны также реакторы на промежуточных нейтронах с энергией 1—1000 эв.

  По конструкции Я. р. 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. р., называются тепловыделяющими элементами (ТВЭЛ'ами), образуют правильную решётку; объём, приходящийся на один ТВЭЛ, называется ячейкой. По характеру использования Я. р. делятся на энергетические реакторы и исследовательские реакторы. Часто один Я. р. выполняет несколько функций (см. Двухцелевой реактор).

  Условие критичности Я. р. имеет вид:

Кэф = К¥× Р = 1, (1)

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

К¥ = neju. (2)

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

  Условие (1) определяет размеры Я. р. Например, для Я. р. из естественного урана 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. р.) размерам активной зоны Я. р. ~ 5—10 м. Объём современного энергетического Я. р. достигает сотен м3 и определяется главным образом возможностями теплосъёма, а не условиями критичности. Объём активной зоны Я. р. в критическом состоянии называется критическим объёмом Я. р., а масса делящегося вещества — критической массой. Наименьшей критической массой обладают Я. р. с топливом в виде растворов солей чистых делящихся изотопов в воде и с водяным отражателем нейтронов. Для 235U эта масса равна 0,8 кг, для 239Pu 0,5 кг. Наименьшей критической массой обладает 251Cf (теоретически 10 г). Критические параметры графитового Я. р. с естественным ураном: масса урана 45 т, объём 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 объёму).

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

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

233U

235U

239Pu

241Pu

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. р. (К¥   1) << 1 (графитовые Я. р. с естественным ураном, 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. р., который содержит только делящиеся ядра. Энергетические Я. р. используют слабо обогащенный уран (концентрация 235U ~ 3—5%), и ядра 238U поглощают заметную часть нейтронов. Так, для естественной смеси изотопов урана 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 тяжёлая вода, из конструкционных материалов — Al и Zr.

  Вероятность резонансного захвата нейтронов ядрами 238U в процессе замедления (1—j) существенно снижается в гетерогенных Я. р. 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. р. позволяет осуществить цепной процесс на естественном уране. Она уменьшает величину О, однако этот проигрыш в реактивности существенно меньше, чем выигрыш из-за уменьшения резонансного поглощения.

  Для расчёта тепловых Я. р. 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. р. достаточно велико. Это приводит к отклонению от распределения Максвелла — средняя энергия нейтронов больше средней энергии молекул среды. На процесс термализации влияют движения ядер, химические связи атомов и др.

  Выгорание и воспроизводство ядерного топлива. В процессе работы Я. р. происходит изменение состава топлива, связанное с накоплением в нём осколков деления (см. Ядра атомного деление) и с образованием трансурановых элементов, главным образом изотопов Pu. Влияние осколков деления на реактивность Я. р. называется 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 135Xe образуется в результате распада 135] (Тц = 6,8 ч). При отравлении Кэф изменяется на 1—3%. Большое сечение поглощения 135Xe и наличие промежуточного изотопа 135I приводят к двум важным явлениям: 1) к увеличению концентрации 135Xe и, следовательно, к уменьшению реактивности Я. р. 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 135Xe. 2) Из-за отравления могут происходить пространственно-временные колебания нейтронного потока Ф, а значит — и мощности Я. р. Эти колебания возникают при Ф> 1013 нейтронов/см2 × сек и больших размерах Я. р. 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. р. (главным образом 149Sm, изменяющий Кэф на 1%). Концентрация вторых и вносимая ими отрицательная реактивность возрастают линейно во времени.

  Образование трансурановых элементов в Я. р. происходит по схемам:

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

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

  Выгорание ядерного топлива характеризуют суммарной энергией, выделившейся в Я. р. на 1 т топлива. Для Я. р., работающих на естественном уране, максимальное выгорание ~ 10 Гвт×сут/т (тяжело-водные Я. р.). В Я. р. со слабо обогащенным ураном (2—3% 235U) достигается выгорание ~ 20—30 Гвт-сут/т. В Я. р. 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. р. уменьшается (в Я. р. на естественном уране 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. р. 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. р. определяется средними концентрациями делящихся нуклидов (выгружаются ТВЭЛ'ы с минимальной концентрацией делящихся нуклидов). В табл. 2 приведён состав извлекаемого ядерного топлива (в кг) в водо-водяном реакторе мощностью 3 Гвт. Выгружается одновременно вся активная зона после работы Я. р. в течение 3 лет и «выдержки» 3 лет (Ф = 3×1013 нейтрон/см2×сек). Начальный состав: 238U — 77350, 235U — 2630, 234U — 20.

Табл. 2. — Состав выгружаемого топлива, кг

238U

75400

235U

640

239Tu

420

236U

360

240Pu

170

241Pu

70

237Np

39

212Pu

30

238Pu

14

241Am

13

231U

10

243Am

8

244Cm

2

Более тяжёлые изотопы

0,2

Осколки

2821

(в т. ч. отделения 235U—1585)

  Общая масса загруженного топлива на 3 кг превосходит массу выгруженного (выделившаяся энергия «весит» 3 кг). После остановки Я. р. в топливе продолжается выделение энергии сначала главным образом за счёт деления запаздывающими нейтронами, а затем, через 1—2 мин, главным образом за счёт b- и g-излучении осколков деления и трансурановых элементов. Если до остановки Я. р. 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 Kk называется отношение количества делящихся изотопов Pu, образовавшихся в Я. р., к количеству выгоревшего 235U. Табл. 2 даёт KK = 0,25. Величина KK увеличивается при уменьшении обогащения и выгорания. Так, для тяжеловодного Я. р. на естественном уране, при выгорании 10 Гвт × сут/т KK = 0.55, а при совсем малых выгораниях (в этом случае KK называется начальным плутониевым коэффициентом) KK = 0,8. Если Я. р. сжигает и производит одни и те же изотопы (реактор-размножитель), то отношение скорости воспроизводства к скорости выгорания называется коэффициентом воспроизводства Кв. В Я. р. на тепловых нейтронах Кв < 1, а для Я. р. на быстрых нейтронах Кв может достигать 1,4—1,5. Рост Кв для Я. р. на быстрых нейтронах объясняется главным образом тем, что для быстрых нейтронов g растет, a а падает (особенно для 239Pu, см.(смотри) Реактор-размножитель).

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

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

  Я. р. оснащается системой приборов, информирующих оператора о состоянии Я. р.: о потоке нейтронов в разных точках активной зоны, расходе и температуре теплоносителя, уровне ионизирующего излучения в различных частях Я. р. и в вспомогательных помещениях, о положении органов СУ(Собрание узаконений)З и др. Информация, получаемая с этих приборов, поступает в ЭВМ(электронная вычислительная машина), 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 Я. р. (машина-советчик), либо, наконец, осуществлять управление Я. р. в определённых пределах без участия оператора (управляющая машина).

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

  Я. р. могут различаться также по виду ядерного топлива (естественный уран, слабо обогащенный, чистый делящийся изотоп), по его химическому составу (металлический U, UO2, UC и т. д.), по виду теплоносителя (H2O, газ, D2O, органические жидкости, расплавленный металл), по роду замедлителя (С, H2O, D2O, Be, BeO, гидриды металлов, без замедлителя). Наиболее распространены гетерогенные Я. р. на тепловых нейтронах с замедлителями — H2О, С, D2О и теплоносителями — H2O, газ, D2O. В ближайшие десятилетия будут интенсивно развиваться быстрые реакторы. В них «сжигается» 238U, что позволяет лучше использовать ядерное топливо (в десятки раз) по сравнению с тепловыми Я. р. Это существенно увеличивает ресурсы ядерной энергетики.

  Лит.: Вейнберг А., Вигнер Е., Физическая теория ядерных реакторов, пер.(перевод) с англ.(английский), М., 1961; Крамеров А. Я., Шевелёв Я. В., Инженерные расчёты 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.(перевод) с англ.(английский), М., 1974; Гончаров В. В., 30-летие первого советского ядерного реактора, «Атомная энергия», 1977, т, 42, в. 2.

  А. Д. Галанин.

Рис. 1. Продольный разрез реактора Института атомной энергии имени И. В. Курчатова: 1 — активная зона; 2 — загрузочное устройство; 3 — вода-теплоноситель; 4 — радиационная защита; 5 — приводы системы дистанционного управления; 6 — напорный и всасывающий трубопроводы.

Рис. 2. Сборка гетерогенного реактора

Схема образования трансурановых элементов в ядерном реакторе.