ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР

Устройство, в к-ром осуществляется управляемая ядерная цепная реакция, сопровождающаяся выделением энергии. Первый Я. р. построен в декабре 1942 в США под руководством Э. Ферми. Первый европейский Я. р. создан в декабре 1946 в Москве под руководством И. В. Курчатова. К 1982 в мире работает ок. тысячи Я. р. разл.. типов. Осн. частями любого Я. р. являются: активная зона, где находится ядерное топливо, протекает цепная реакция яд. деления и выделяется энергия; отражатель нейтронов, окружающий активную зону; теплоноситель; система регулирования цепной реакции; радиац. защита (рис. 1).

Осн. хар-ка Я. р.— его мощность. Мощность в 1 МВт соответствует цепной реакции, в к-рой происходит 3•1016 актов деления в 1 с. Состояние Я. р. характеризуется эффективным коэфф. размножения нейтронов Kэф в активной зоне или реактивностью r= (Kэф-1)/Kэф. Если Kэф>1,то цепная реакция нарастает во времени, Я. р. находится в надкритичном состоянии и его реактивность r>0; если Kэф<1, то реакция затухает, реактор подкритичен, r<0; при Кэф=1, r=0, реактор находится в критич. состоянии, идёт стационарный процесс и число делений постоянно во времени. .

Рис. 1. Схема энергетич. яд. реактора.

При пуске Я. р. в активную зону обычно вносят источник нейтронов (Ra+Be, 252Cf и др.), хотя это не обязательно, т. к. спонтанное деление ядер урана и космические лучи дают достаточное число начальных нейтронов для развития цепной реакции при Kэф>1.

В качестве делящегося в-ва в Я. р. применяют 235U, 239Pu, 233U. Если активная зона, кроме яд. топлива, содержит замедлитель нейтронов (графит, вода и др. в-ва, содержащие лёгкие ядра; (см. ЗАМЕДЛЕНИЕ НЕЙТРОНОВ), то осн. часть делений происходит под действием тепловых нейтронов. В Я. р. на тепловых нейтронах может быть использован природный уран (такими были первые Я. р.). Если замедлителя в активной зоне нет, то осн. часть делений вызывается быстрыми нейтронами с энергией ?п>10 кэВ (быстрый реактор). Возможны также Я. р. на промежуточных нейтронах с энергией 1—1000 эВ. .

Рис. 2. Схематич. разрез гетерогенного реактора.

По конструкции Я. р. делятся на гетерогенные, в к-рых яд. топливо распределено в активной зоне дискретно в виде блоков, между к-рыми находится замедлитель нейтронов (рис. 2), и гомогенные, в к-рых яд. топливо и замедлитель представляют однородную смесь (раствор или суспензия). Блоки с яд. топливом в гетерогенном Я. р. в виде стержней, наз. тепловыделяющими элементами (ТВЭЛами), образуют правильную решётку (наиболее распространённые Я. р.).

Условие критичности Я. р. имеет вид:

Kэф=K?•Р=1, (1)

где (1-P) — вероятность утечки нейтронов из активной зоны Я. р., К? — коэфф. размножения нейтронов в активной зоне бесконечно больших размеров, определяемый т. н. «формулой четырёх сомножителей»:

K?=nejq. (2)

Здесь v — ср. число нейтронов, возникающих при делении (табл. 1); e— увеличение числа нейтронов за счёт деления ядер (гл. обр. ядер 238U) быстрыми нейтронами (1-e?0,05); j — вероятность того, что нейтрон не захватится ядром 238U в процессе замедления; q — вероятность того, что тепловой нейтрон вызовет деление.

Часто пользуются величиной

h=n/(1+a),

где a — отношение сечений радиац. захвата sз к сечению деления sд. Для естеств. урана h=1,32.

Табл. 1. ЗНАЧЕНИЯ n и h ДЛЯ ТЕПЛОВЫХ НЕЙТРОНОВ (по данным на 1977) .

При увеличении энергии ?n нейтрона, вызывавшего деление, v растёт по закону: n=nт+0,15 ?n, где nт соответствует тепловым нейтронам.

Условие (1) определяет размеры Я. р. Напр., для Я. р. из естеств. урана (делящееся в-во) и графита (замедлитель) n=2,4, e=1,03, ejq»0,44, откуда K?= 1,08. Это означает, что для Kэф>1 необходимо P>0,93, что соответствует размерам активной зоны Я. p.?5—10 м. Объём энергетич. Я. р. достигает сотен м3 и определяется гл. обр. возможностями теплосъёма. Минимальное количество делящегося в-ва и минимальные размеры активной зоны, при к-рых в Я. р. возможна цепная реакция, наз. критич. массой и критич. объёмом Я. р. Наименьшей критич. массой обладают Я. р. с топливом в виде растворов солей чистых делящихся изотопов в воде и с водяным отражателем нейтронов. Для 235U критич. масса 0,8 кг, для 239Pu — 0,5 кг, для 251Cf — 10 г. Для уменьшения утечки нейтронов активной зоне придают сферич. или близкую к сферич. форму, напр. цилиндр с высотой порядка диаметра или куб (наименьшее отношение поверхности к объёму).

Вероятность резонансного захвата (1-j) нейтронов ядрами 238U в процессе замедления существенно снижается в гетерогенных Я. р., т. к. число нейтронов с энергией, близкой к резонансной, резко уменьшается внутри уранового блока и в поглощении участвует только внешний слой блока. Именно гетерогенная структура Я. р. позволяет осуществить цепной процесс на естеств. уране. При этом уменьшается 0, однако этот проигрыш в реактивности существенно меньше, чем выигрыш из-за уменьшения резонансного поглощения.

Выгорание и воспроизводство ядерного топлива.

В процессе работы Я. р. в нём накапливаются осколки деления (см. ДЕЛЕНИЕ АТОМНОГО ЯДРА) и образуются трансурановые элементы, гл. обр. Pu. Накопление осколков вызывает уменьшение реактивности Я. р. Это наз. отравлением Я. р. (в случае радиоактивных осколков) и зашлаковыванием (для стабильных). Отравление вызывает гл. обр. 135Хе, обладающий наибольшим сечением поглощения нейтронов (2,6•106 барн). Его период полураспада Т1/2=9,2 ч, выход при делении 6—7%. Осн. часть 135Хе образуется в результате распада 135I (T1/2 =6,8 ч). При отравлении Kэф уменьшается на 1—3%. Большое сечение поглощения 135Хе и наличие промежуточного нуклида 135I приводят к двум важным следствиям: 1) к увеличению концентрации 135Хе и, следовательно, к уменьшению реактивности Я. р. после его остановки или снижения мощности («йодная яма»); 2) из-за отравления могут происходить пространственно-временные колебания нейтронного потока Ф и мощности Я. р. Колебания возникают тем легче, чем больше Я. р. (неск. м) и чем больше поток нейтронов (Ф>1013 нейтрон/см2•с).

Стабильные ядра, образующиеся при •делении, обладают разл. сечениями захвата нейтронов sз, большими и меньшими, чем сечения захвата делящихся ядер. Концентрация первых (гл. обр. 149Sm, изменяющий Кэф на 0,5%) достигает насыщения в течение неск. первых суток работы Я. р. Концентрация вторых и вызываемое ими уменьшение реактивности возрастают линейно во времени.

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

Накопление 239Pu (делящееся в-во) в начале происходит линейно во времени. Затем концентрация 238Pu стремится к пост. величине, к-рая определяется отношением сечений захвата нейтронов 238U и 239Pu. Время установления равновесной концентрации 239Pu пропорц. 3/Ф лет (Ф в од. 1013 нейтрон/см2•с). Изотопы 240Pu, 241Pu достигают равновесной концентрации только при повторном сжигании горючего в Я. р. после регенерации яд. топлива.

При выгорании яд. топлива r уменьшается (в Я. р. на естеств. уране при малых выгораниях происходит нек-рый рост реактивности). Замена выгоревшего топлива может производиться сразу во всей активной зоне или постепенно по ТВЭЛам так, чтобы в активной зоне находились ТВЭЛы всех возрастов. В табл. 2 приведён состав извлекаемого яд. топлива. Выгружается одновременно вся активная зона после работы Я. р. в течение 3 лет и «выдержки» 3 лет (Ф=3•1013 нейтрон/см2•с); начальный состав: 238Pu—77 350 кг, 235U — 2630 кг, 234U — 20 кг.

Табл. 2. СОСТАВ ВЫГРУЖАЕМОГО ТОПЛИВА (в кг) ДЛЯ ВОДО-ВОДЯНОГО РЕАКТОРА МОЩНОСТЬЮ 3 ГВт .

Общая масса загруженного топлива на 3 кг превосходит массу выгруженного (выделившаяся энергия соответствует массе 3 кг). После остановки Я. р. в топливе продолжается выделение энергии сначала гл. обр. за счёт деления запаздывающими нейтронами, а затем, через 1—2 мин, гл. обр. за счёт b- и g-излучений осколков деления и трансурановых элементов.

Отношение кол-ва делящихся изотопов Pu, образовавшихся в Я. р., к количеству выгоревшего 235U наз. коэфф. конверсии Кк. Табл. 2 даёт Kк=0,25. Величина Кк увеличивается при уменьшении обогащения 235U исходного топлива и выгорания. Если Я. р. сжигает и производит одни и те же нуклиды, то отношение скорости воспроизводства к скорости выгорания наз. коэфф. воспроизводства Kв (см. РЕАКТОР-РАЗМНОЖИТЕЛЬ).

Управление Я. р.

Регулирование цепного процесса в Я. р. на тепловых нейтронах осуществляется обычно введением в активную зону или выведением из неё стержней из в-в, сильно поглощающих нейтроны (В, Cd и др.). Если стержни введены глубоко, поглощение нейтронов в них велико и цепной процесс невозможен. Перемещение стержней управляется дистанционно с пульта управления. При небольшом перемещении стержней от положения, соответствующего критич. состоянию (Kэф = 1), цепной процесс будет либо развиваться, либо затухать, т. е. мощность реактора можно регулировать. Регулирование осуществляется также растворением В в замедлителе (Н2O). Для регулирования важно, что часть нейтронов при делении вылетает из осколков с запаздыванием. Доля запаздывающих нейтронов невелика (0,68% для 235U, 0,22% для 238Pu; в табл. 1 v — сумма числа мгновенных нейтронов n0 и запаздывающих nз нейтронов). Время запаздывания tз = 0,2—55 с. Если Kэф-1?nз/n0, то число делений в Я. р. растёт (Kэф>1) или падает(Kэф<1) с характерным временем =t3. Без запаздывающих нейтронов это время было бы на неск. порядков меньше, что сильно усложнило бы управление Я. р.

Для компенсации выгорания могут использоваться поглотители, эффективность к-рых убывает при захвате ими нейтронов (Cd, В, редкоземельные элементы), или растворы поглощающего в-ва в замедлителе. Стабильности работы Я. р. способствует отрицат. температурный коэфф. реактивности.

Классификация Я. р.

По назначению и мощности Я. р. делятся на неск. групп:

1) экспериментальные реакторы (критич. с б о р к а), предназначены для изучения разл. физ. величин (v, 6 и др.), значение к-рых необходимо для проектирования и эксплуатации Я. р.; мощность таких Я. р. не превышает неск. кВт;

2) исследовательские реакторы, в к-рых потоки нейтронов и g-квантов, генерируемые в активной зоне, используются для исследований в яд. физике, физике тв. тела, радиац. химии, биологии, для испытания материалов, предназначенных для работы в интенсивных нейтронных потоках (в т. ч. деталей Я. р.), для произ-ва 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., которые используются для получения радионуклидов, в т. ч. 239Pu

4) энергетические Я. р., в к-рых энергия, выделяющаяся при делении ядер, используется для выработки электроэнергии, теплофикации, опреснения мор. воды, в силовых установках на кораблях и т. д.

Мощность (тепловая) совр. энергетич. Я. р. достигает 3—5 ГВт. Я. р. различаются также по виду яд. топлива (естеств. уран, слабо обогащённый, чистый делящийся изотоп), по его хим. составу (металлический U, UO2, UC и т. д.), по виду теплоносителя (Н2O, газ, D2O, органич. жидкости, расплавленный металл), по роду замедлителя (С, Н2О, D2O, Be, BeO, гидриды металлов, нет замедлителя). Наиболее распространены гетерогенные Я. р. на тепловых нейтронах с замедлителями из Н2О, С, D2O и теплоносителями из Н2О, газа, D2O. В ближайшие десятилетия будут интенсивно развиваться быстрые реакторы -размножители, в к-рых «сжигается» 238U.