Ядерний реактор

Я дерну ре а ктор, пристрій, в якому здійснюється керована ядерна ланцюгова реакція , Що супроводжується виділенням енергії. Перший Я. р. побудований в грудні 1942 в США під керівництвом Е. Фермі . У Європі перший Я. р. пущений в грудні 1946 в Москві під керівництвом І. В. Курчатова . До 1978 в світі працювало 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 (рис. 1). Основною характеристикою Я. р. є його потужність. Потужність в 1 Мет відповідає ланцюгової реакції, в якій відбувається 3 · 1016 актів ділення в 1 сек.

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) / КЕФ. (1)

Якщо КЕФ> 1, то ланцюгова реакція наростає в часі, Я. р. знаходиться в надкритичному стані і його реактивність r> 0; якщо КЕФ <1, то реакція загасає, реактор - подкрітічен, r <0; при К ¥ = 1, r = 0 реактор знаходиться в критичному стані, йде стаціонарний процес і число ділень постійно у часі. Для ініціювання ланцюгової реакції при пуску Я. р. в активну зону зазвичай вносять джерело нейтронів (суміш Ra і Be, 252Cf і ін.), хоча це і не обов'язково, т. к. спонтанне ділення ядер урану і космічні промені дають достатню кількість початкових нейтронів для розвитку ланцюгової реакції при КЕФ> 1.

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

За конструкцією Я. р. поділяються на гетерогенні реактори , В яких ядерне паливо розподілено в активній зоні дискретно у вигляді блоків, між якими знаходиться сповільнювач нейтронів (рис. 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 тепловидільними елементами (ТВЕЛ'амі), утворюють правильну грати; об'єм, що доводиться на один ТВЕЛ, називається осередком. За характером використання Я. р. діляться на енергетичні реактори і дослідницькі реактори . Часто один Я. р. виконує кілька функцій (див. Двоцільовий реактор ).

Умова критичності Я. р. має вигляд:

КЕФ = К ¥ × Р = 1, (1)

де 1 - Р - ймовірність виходу (витоку) нейтронів з активної зони Я. р., До ¥ - коефіцієнт розмноження нейтронів в активній зоні нескінченно великих розмірів, який визначається для теплових Я. р. так званої «формулою 4 співмножників»:

До ¥ = neju. (2)

Тут n - середнє число вторинних (швидких) нейтронів, що виникають при розподілі ядра 235U тепловими нейтронами, e - коефіцієнт розмноження на швидких нейтронах (збільшення числа нейтронів за рахунок поділу ядер, головним чином ядер 238U, швидкими нейтронами); j - імовірність того, що нейтрон не захопили ядром 238U в процесі уповільнення, u - ймовірність того, що тепловий нейтрон викличе поділ. Часто користуються величиною h = n / (l + a), де a - відношення перетину радіаційного захоплення 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 необхідно Р <0,93, що відповідає (як показує теорія Я. р.) Розмірами активної зони Я. р. ~ 5-10 м. Обсяг сучасного енергетичного Я. р. досягає сотень м3 і визначається головним чином можливостями теплос'ема, а не умовами критичності. Обсяг активної зони Я. р. в критичному стані називається критичним об'ємом Я. р., а маса речовини - критичною масою. Найменшою критичною масою володіють Я. р. з паливом у вигляді розчинів солей чистих ізотопів у воді і з водяним відбивачем нейтронів. Для 235U ця маса дорівнює 0,8 кг, для 239Pu- 0,5 кг. Найменшою критичною масою володіє 251Cf (теоретично 10 г). Критичні параметри графітового Я. р. з природним ураном: маса урану 45 т, обсяг графіту 450 м3. Для зменшення витоку нейтронів активній зоні надають сферичну або близьку до сферичної форму, наприклад циліндр з висотою близько діаметра або куб (найменший стосунок поверхні до об'єму).

Величина n відома для теплових нейтронів з точністю 0,3% (табл. 1). При збільшенні енергії xn нейтрона, що викликав поділ, n зростає за законом: n = nt + 0,15 xn (xn в МеВ), де nt відповідає поділу тепловими нейтронами.

Табл. 1. - Величини n і h) для теплових нейтронів (за даними 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) зазвичай становить лише кілька%, 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 поділу на швидких нейтронах).

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

Імовірність резонансного захоплення нейтронів ядрами 238U в процесі уповільнення (1 j) істотно знижується в гетерогенних Я. р. Зменшення (1 - j) пов'язано з тим, що число нейтронів з енергією, близькою до резонансної, різко зменшується всередині блоку палива і в резонансному поглинанні бере участь тільки зовнішній шар блоку. Гетерогенна структура Я. р. дозволяє здійснити ланцюговий процес на природному урані. Вона зменшує величину О, однак цей програш в реактивності істотно менше, ніж виграш через зменшення резонансного поглинання.

Для розрахунку теплових Я. р. необхідно визначити спектр теплових нейтронів. Якщо поглинання нейтронів дуже слабке і нейтрон встигає багато разів зіткнутися з ядрами сповільнювача до поглинання, то між уповільнює 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 велике. Це призводить до відхилення від розподілу Максвелла - середня енергія нейтронів більше середньої енергії молекул середовища. На процес термализации впливають руху ядер, хімічні зв'язки атомів і ін.

Вигорання і відтворення ядерного палива. В процесі роботи Я. р. відбувається зміна складу палива, пов'язане з накопиченням в ньому осколків ділення (див. Ядра атомного ділення ) І з утворенням трансуранових елементів , Головним чином ізотопів Pu. Вплив осколків розподілу на реактивність Я. р. називається отруєнням (для радіоактивних осколків) і зашлаковиваніе (для стабільних). Отруєння зумовлено головним чином 135Xe який володіє найбільшим перетином поглинання нейтронів (2,6 · 106 барн). Період його напіврозпаду T1 / 2 = 9,2 год, вихід при діленні складає 6-7%. Основна частина 135Xe утворюється в результаті розпаду 135] (Тц = 6,8 ч). При отруєнні КЕФ змінюється на 1-3%. Велике перетин поглинання 135Xe і наявність проміжного ізотопу 135I призводять до двом важливим явищам: 1) до збільшення концентрації 135Xe і, отже, до зменшення реактивності Я. р. після його зупинки або зниження потужності ( «йодна яма»). Це змушує мати додатковий запас реактивності в органах регулювання або унеможливлює короткочасні зупинки і коливання потужності. Глибина і тривалість йодної ями залежать від потоку нейтронів Ф: при Ф = 5 · 1013 нейтрон / см2 × с тривалість йодної ями ~ 30 год, а глибина в 2 рази перевершує стаціонарне зміна КЕФ, викликане отруєнням 135Xe. 2) Через отруєння можуть відбуватися просторово-часові коливання нейтронного потоку Ф, а значить - і потужності Я. р. Ці коливання виникають при Ф> 1013 нейтронів / см2 × с і великих розмірах Я. р. Періоди коливань ~ 10 ч.

Число різних стабільних осколків, що виникають при розподілі 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 149Sm, змінює КЕФ на 1%). Концентрація друге і вноситься ними негативна реактивність зростають лінійно в часі.

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

відбувається за схемами:

Тут з означає захоплення нейтрона, число під стрілкою - період напіврозпаду.

Накопичення 239Pu (ядерного пального) на початку роботи Я. р. відбувається лінійно в часі, причому тим швидше (при фіксованому вигорянні 235U), чим менше збагачення урану. Потім концентрація 239Puстремітся до постійної величини, яка не залежить від ступеня збагачення, а визначається відношенням перетинів захвату нейтронів 238U і 239Pu. Характерне час встановлення рівноважної концентрації 239Pu ~ 3 / Ф років (Ф в од. 1013 нейтронів / см2 × с). Ізотопи 240Pu, 241Pu 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 вигоряння ~ 10 Гвт × добу / т (важко-водні Я. р.). У Я. р. зі слабо збагаченим ураном (2-3% 235U) досягається вигоряння ~ 20-30 Гвт-сут / т. У Я. р. на швидких нейтронах - до 100 Гвт-сут / т. Вигорання 1 Гвт-сут / т відповідає згорянню 0,1% ядерного палива.

При вигорянні ядерного палива реактивність Я. р. зменшується (в Я. р. на природному урані при малих вигоряння відбувається деяке зростання реактивності). Заміна вигорілого палива може здійснюватися відразу з усієї 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 тільки при спочатку з запуску, до виходу в режим безперервного перевантаження. Безперервна перевантаження дозволяє збільшити глибину вигорання, оскільки реактивність Я. р. визначається середніми концентраціями нуклідів (вивантажуються ТВЕЛ'и з мінімальною концентрацією нуклідів). У табл. 2 приведений склад витягується ядерного палива (в кг) в водо-водяному реакторі потужністю 3 ГВт. Вивантажується одночасно вся активна зона після роботи Я. р. протягом 3 років і «витримки» 3 років (Ф = 3 × 1013 нейтрон / см2 × с). Початковий склад: 238U - 77350, 235U - 2630, 234U - 20.

Табл. 2. - Склад вивантажується палива, кг

238U

75400

235U

640

239Tu

420

236U

360

240Pu

170

241Pu

237Np

212Pu

238Pu

241Am

231U

243Am

244Cm

Більш важкі ізотопи

0,2

Уламки

2 821

(В т. Ч. Відділення 235U-1585)

Загальна маса завантаженого палива на 3 кг перевершує масу розвантаженого (виділилася енергія «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 хв, головним чином за рахунок b - і g-випромінювання осколків розподілу і трансуранових елементів. Якщо до зупинки Я. р. працював досить довго, то через 2 хв після зупинки виділення енергії (в частках енерговиділення до зупинки) 3%, через 1 год - 1%, через добу - 0,4%, через рік - 0,05%.

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

Управління Я. р. Для регулювання Я. р. важливо, що частина нейтронів при розподілі вилітає з осколків з запізненням. Частка таких запізнілих нейтронів невелика (0,68% для 235U, 0,22% для 239Pu; в табл. 1 n - сума числа миттєвих нейтронів n 0 і запізнілих n 3 нейтронів). Час запізнювання Тзап від 0,2 до 55 сек. Якщо (КЕФ - 1) £ n 3 / n0, то число ділень в Я. р. росте (КЕФ> 1) або падає (КЕФ <1), з характерним часом ~ Т3. Без запізнілих нейтронів ці часи були б на кілька порядків менше, що сильно ускладнило б управління Я. р.

Для управління Я. р. служить система управління і захисту (СУЗ). Органи СУЗ діляться на: аварійні, які зменшують реактивність (що вводять в Я. р. Негативну реактивність) при появі аварійних сигналів; автоматичні регулятори, які підтримують постійним нейтронний потік Ф (а значить - і потужність); компенсуючі (компенсація отруєння, вигоряння, температурних ефектів). У більшості випадків це стрижні, що вводяться в активну зону Я. р. (Зверху чи знизу) з речовин, сильно поглинаючих нейтрони (Cd, В і ін.). Їх рух управляється механізмами, що спрацьовують по сигналу приладів, чутливих до величини нейтронного потоку. Для компенсації вигоряння можуть використовуватися вигоряючі поглиначі, ефективність яких убуває при захопленні ними нейтронів (Cd, В, рідкоземельні елементи ), Або розчини яка поглинає речовини в сповільнювачі. Стабільності роботи Я. р. сприяє негативний температурний коефіцієнт реактивності (із зростанням температури r зменшується). Якщо цей коефіцієнт позитивний, то робота органів СУЗ істотно ускладнюється.

Я. р. оснащується системою приладів, які 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 становище органів СУЗ та ін. Інформація, що отримується з цих приладів, надходить в ЕОМ, яка може або видавати її оператору в обробленому вигляді (функції обліку), або на підставі математичної обробки цієї інформації видавати рекомендації оператору про необхідні зміни в режимі роботи Я. р. (Машина-порадник), або, нарешті, здійснювати управління Я. р. в певних межах без участі оператора (керуюча машина).

Класифікація Я. р. За призначенням і потужності Я. р. діляться на кілька груп: 1) експериментальний реактор (Критична збірка), призначений для вивчення різних фізичних величин, значення яких необхідно 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 перевищує 100 Мвт; виділяється енергія, як правило, не використовується. До дослідним Я. р. відноситься імпульсний реактор ', 3) ізотопні Я. р., в яких потоки нейтронів використовуються для отримання ізотопів, в тому числі Pu і 3H для військових цілей (див. Ядерну зброю ); 4) енергетичні Я. р., В яких енергія, що виділяється при поділі 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 різнитися також по виду ядерного палива (природний уран, слабо збагачений, чистий ділиться ізотоп), по його хімічним складом (металевий U, UO2, UC і т. д.), по виду теплоносія (H2O, газ, D2O, органічні рідини, розплавлений метал), по роду сповільнювача (С, H2O, D2O, Be, BeO, гідриди металів, без сповільнювача). Найбільш поширені гетерогенні Я. р. на теплових нейтронах з сповільнювачами - H2О, С, D2О і теплоносіями - H2O, газ, D2O. У найближчі десятиліття будуть інтенсивно розвиватися швидкі реактори. У них «спалюється» 238U, що дозволяє краще використовувати ядерне паливо (в десятки разів) в порівнянні з тепловими Я. р. Це істотно збільшує ресурси ядерної енергетики.

Літ .: Вейнберг А., Вігнер Е., Фізична теорія ядерних реакторів, пер. з англ., М., 1961; Крамерів А. Я., Шевельов Я. В., Інженерні розрахунки ядерних реакторів, М., 1964; Бать Г. А., Коченов А. С., Кабанов Л. Г., Дослідницькі ядерні реактори, М., 1972; Белл Д., Глесстон С., Теорія ядерних реакторів, пер. з англ., М., 1974; Гончаров В. В., 30-річчя першого радянського ядерного реактора, «Атомна енергія», 1977, т, 42, ст. 2.

А. Д. Галанін.

Мал. 1. Поздовжній розріз реактора Інституту атомної енергії імені І. В. 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 освіти трансуранових елементів в ядерному реакторі.