Ядерный реактор

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.