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 К_эф размножения нейтронов или реактивностью r:

r = (К_эф - 1)/К_эф .

Если К_эф > 1, то цепная реакция нара­стает во времени, ядерный реактор находится в надкритичном состоянии и его реактив­ность ρ > 0; если К_эф < 1, то реакция затухает, реактор - подкритичен, р < 0; при К_эф = 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, 252 Cf 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 К_эф > 1.

В качестве делящегося вещества в боль­шинстве Ядерный реактор применяют 235 U. 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 235 U (такими были пер­вые ядерные реакторы). Если замедлителя в активной зоне нет, то основная часть делении вызыва­ется быстрыми нейтронами с энергией ξ > 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 135 Xe, который обла­дает наибольшим сечением поглощения нейтронов (2,6*106 барн). Период его полураспада T_1/2 = 9,2 ч, выход при де­лении составляет 6-7% . Основная часть 135 Хе образуется в результате распада 135 I (T_1/2 = 6,8 ч). При отравлении К_эф изменяется на 1-3% . Большое сечение поглощения 135 Xe и наличие промежуточ­ного изотопа 135 I приводят к двум важным явлениям:

1) к увеличению концентра­ции 135 Хе 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 К_эф , вызван­ное отравлением 135 Хе.

2) 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% 235 U) достига­ется выгорание ~ 20—30 Гвт*cyт/т. В ядерном реакторе на быстрых нейтронах - до 100 Гвт*сут/т. Выгорание 1 Гвт*сут/т соотв