Большая Советская Энциклопедия (цитаты)

Ядерный реактор

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

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

r = (К¥ — 1)/Кэф. (1)

  Если Кэф > 1, то цепная реакция нарастает во времени, Я 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, идет стационарный процесс и число делений постоянно во времени. Для инициирования цепной реакции при пуске Я в активную зону обычно вносят источник нейтронов (смесь и , 252 и др.), хотя это и не обязательно, т. к. спонтанное деление ядер и космические лучи дают достаточное число начальных нейтронов для развития цепной реакции при Кэф> 1.

  В качестве делящегося вещества в большинстве Я применяют 235. Если активная зона, кроме ядерного топлива (природный или обогащенный содержит замедлитель нейтронов (графит, вода и другие вещества, содержащие легкие ядра, см. Замедление нейтронов), то основная часть делений происходит под действием тепловых нейтронов (тепловой реактор). В Я на тепловых нейтронах может быть использован природный не обогащенный 235 (такими были первые Я). 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 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, называются тепловыделяющими элементами (ТВЭЛ"ами), образуют правильную решетку; объем, приходящийся на один ТВЭЛ, называется ячейкой. По характеру использования Я делятся на энергетические реакторы и исследовательские реакторы. Часто один Я выполняет несколько функций (см. Двухцелевой реактор).

  Условие критичности Я имеет вид:

Кэф = К¥× Р = 1, (1)

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

К¥ = neju. (2)

  Здесь n — среднее число вторичных (быстрых) нейтронов, возникающих при делении ядра 235 тепловыми нейтронами, e — коэффициент размножения на быстрых нейтронах (увеличение числа нейтронов за счет деления ядер, главным образом ядер 238, быстрыми нейтронами); j — вероятность того, что нейтрон не захватится ядром 238 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 Например, для Я из естественного 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) размерам активной зоны Я ~ 5—10 м. Объем современного энергетического Я достигает сотен м3 и определяется главным образом возможностями теплосъема, а не условиями критичности. Объем активной зоны Я в критическом состоянии называется критическим объемом Я, а масса делящегося вещества — критической массой. Наименьшей критической массой обладают Я с топливом в виде растворов солей чистых делящихся изотопов в воде и с водяным отражателем нейтронов. Для 235 эта масса равна 0,8 кг, для 239 0,5 кг. Наименьшей критической массой обладает 251 (теоретически 10 г). Критические параметры графитового Я с естественным масса 45 т, объем 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 объему).

  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)

233

235

239

241

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

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

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

  Выгорание и воспроизводство ядерного топлива. В процессе работы Я происходит изменение состава топлива, связанное с накоплением в нем осколков деления (см. Ядра атомного деление) и с образованием трансурановых элементов, главным образом изотопов . Влияние осколков деления на реактивность Я называется отравлением (для радиоактивных осколков) и зашлаковыванием (для стабильных). Отравление обусловлено главным образом 135 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 135 образуется в результате распада 135) (Тц = 6,8 ч). При отравлении Кэф изменяется на 1—3%. Большое сечение поглощения 135 и наличие промежуточного изотопа 135 приводят к двум важным явлениям: 1) к увеличению концентрации 135 и, следовательно, к уменьшению реактивности Я 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 ямы зависят от потока нейтронов Ф: при Ф = 5·1013 нейтрон/см2 × сек продолжительность ямы ~ 30 ч, а глубина в 2 раза превосходит стационарное изменение Кэф, вызванное отравлением 135. 2) Из-за отравления могут происходить пространственно-временные колебания нейтронного потока Ф, а значит — и мощности Я Эти колебания возникают при Ф> 1013 нейтронов/см2 × сек и больших размерах Я 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 (главным образом 149, изменяющий Кэф на 1%). Концентрация вторых и вносимая ими отрицательная реактивность возрастают линейно во времени.

  Образование трансурановых элементов в Я происходит по схемам:



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

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

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

Табл. 2. — Состав выгружаемого топлива, кг

238

75400

235

640

239Tu

420

236

360

240

170

241

70

237

39

212

30

238

14

241

13

231

10

243

8

244

2

Более тяжелые изотопы

0,2

Осколки

2821

(в т. ч. отделения 235—1585)


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

  Управление Я Для регулирования Я важно, что часть нейтронов при делении вылетает из осколков с запаздыванием. Доля таких запаздывающих нейтронов невелика (0,68% для 235, 0,22% для 239; 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 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

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

  Я оснащается системой приборов, информирующих оператора о состоянии Я: о потоке нейтронов в разных точках активной зоны, расходе и температуре теплоносителя, уровне ионизирующего излучения в различных частях Я и в вспомогательных помещениях, о положении органов СУЗ и др. Информация, получаемая с этих приборов, поступает в ЭВМ, которая может либо выдавать ее оператору в обработанном виде (функции учета), либо на основании математической обработки этой информации выдавать рекомендации оператору о необходимых изменениях в режиме работы Я (машина-советчик), либо, наконец, осуществлять управление Я в определенных пределах без участия оператора (управляющая машина).

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

  Я могут различаться также по виду ядерного топлива (естественный слабо обогащенный, чистый делящийся изотоп), по его составу (металлический , 2, и т. д.), по виду теплоносителя (2, газ, D2, органические жидкости, расплавленный металл), по роду замедлителя (С, 2, D2, , , гидриды металлов, без замедлителя). Наиболее распространены гетерогенные Я на тепловых нейтронах с замедлителями — 2О, С, D2О и теплоносителями — 2, газ, D2. В ближайшие десятилетия будут интенсивно развиваться быстрые реакторы. В них "сжигается" 238, что позволяет лучше использовать ядерное топливо (в десятки раз) по сравнению с тепловыми Я Это существенно увеличивает ресурсы ядерной энергетики.

  Лит.: Вейнберг А., Вигнер Е., Физическая теория ядерных реакторов, пер. с англ., М., 1961; Крамеров А. Я., Шевелев Я. В., Инженерные расчеты 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. с англ., М., 1974; Гончаров В. В., 30-летие первого советского ядерного реактора, "Атомная энергия", 1977, т, 42, в. 2.

  А. Д. Галанин.



Для поиска, наберите искомое слово (или его часть) в поле поиска


Новости 21.05.2022 00:18:57
00:10 В США рассказали о «трещинах» в экономике
00:08 В Венгрии нашли способ сохранить поставки российской нефти в ЕС
00:02 Двух сотрудников охраны Байдена выслали в США после инцидента в Сеуле
00:00 Зеленский предложил передать зарубежные активы России Украине
23:56, 20 мая 2022 Малышева перечислила советы для снижения сахара в крови
23:53, 20 мая 2022 Выяснились подробности о сдавшемся российским военным британском наемнике
23:47, 20 мая 2022 Россиян предупредили о потере иммунитета после коронавируса
23:33, 20 мая 2022 В Молдавии назвали «драмой» покупку газа по высоким ценам
23:27, 20 мая 2022 Кадыров пообещал украинским военным «хорошие результаты» в Лисичанске
23:21, 20 мая 2022 Пентагон опроверг наличие у США планов по уничтожению Черноморского флота России
23:19, 20 мая 2022 Организаторы Уимблдона отреагировали на санкции ATP и WTA
23:17, 20 мая 2022 В сети появилось объявление о продаже автомобиля легендарного Льва Яшина
Больше новостей
СегодняЭкономика На санкционных дрожжах. Российский рубль рекордно укрепился к доллару. Почему это произошло и ждать ли роста валюты?
20 мая 2022Культура Большой скачок. Миллиарды, звезды и кино: как в России появился свой русский Голливуд?
СегодняКультура Расправил плечи. Почему новая «Атланта» — лучшее, что случилось на телевидении в 2022 году?
23:09, 20 мая 2022 Пентагон передаст Киеву средства поражения большой дальности
22:59, 20 мая 2022 Литва перестанет получать электричество из России
22:33, 20 мая 2022 Врач назвал группы риска по заболеванию оспой обезьян