История первого ядерного реактора (стр. 1 из 2)

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 И. В. Курчатова. К 1978 в мире работало уже около тысячи Ядерный реактор различных типов. Составными частями любого Ядерный реактор являются: активная зона с ядерным топливом, обычно окруженная отражателем нейтронов, теплоноситель, система регулирования цепной реакции, радиационная защита, система дистанционного управления (рис. 1). Основной характеристикой Ядерный реактор является его мощность. Мощность в 1 Мв соответствует цепной реакции, в которой происходит 3·10¹⁶ актов деления в 1 сек.
Устройство энергетических ядерных реакторов.

Энергетический ядерный реактор - это устройство в котором осуществляется управляемая цепная реакция деления ядер тяжелых элементов, а выделяющаяся при этом тепловая энергия отводится теплоносителем. Главным элементом ядерного реактора является активная зона. В нем размещается ядерное топливо и осуществляется цепная реакция деления. Активная зона представляет собой совокупность определенным образом размещенных тепловыделяющих элементов, содержащих ядерное топливо. В реакторах на тепловых нейтронах используется замедлитель. Через активную зону прокачивается теплоноситель, охлаждающий тепловыделяющие элементы. В некоторых типах реакторов роль замедлителя и теплоносителя выполняет одно и то же вещество, например обычная или тяжелая вода.

Схема гомогенного реактора: 1-корпус реактора, 2-активная зона, 3 компенсатор объема, 4-теплообменник, 5-выход пара, 6-вход питательной воды, 7-циркуляционный насос

Для управления работой реактора в активную зону вводятся регулирующие стержни из материалов, имеющих большое сечение поглощения нейтронов. Активная зона энергетических реакторов окружена отражателем нейтронов - слоем материала замедлителя для уменьшения утечки нейтронов из активной зоны. Кроме того, благодаря отражателю происходит выравнивание нейтронной плотности и энерговыделения по объему активной зоны, что позволяет при данных размерах зоны получить большую мощность, добиться более равномерного выгорания топлива, увеличить продолжительность работы реактора без перегрузки топлива и упростить систему теплоотвода. Отражатель нагревается за счет энергии замедляющихся и поглощаемых нейтронов и гамма-квантов, поэтому предусматривается его охлаждение. Активная зона, отражатель и другие элементы размещаются в герметичном корпусе или кожухе, обычно окруженном биологической защитой.

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

r = (К_¥ — 1)/К_эф. (1)

Если К_эф > 1, то цепная реакция нарастает во времени, Ядерный реактор находится в надкритичном состоянии и его реактивность r > 0; если К_эф < 1, то реакция затухает, реактор — подкритичен, r < 0; при К_¥= 1, r = 0 реактор находится в критическом состоянии, идёт стационарный процесс и число делений постоянно во времени. Для инициирования цепной реакции при пуске Ядерный реактор 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 К_эф> 1.

В качестве делящегося вещества в большинстве Ядерный реактор применяют ²³⁵U. Если активная зона, кроме ядерного топлива (природный или обогащенный уран), содержит замедлитель нейтронов (графит, вода и другие вещества, содержащие лёгкие ядра, см. Замедление нейтронов), то основная часть делений происходит под действием тепловых нейтронов(тепловой реактор). В Ядерный реактор на тепловых нейтронах может быть использован природный уран, не обогащенный ²³⁵U (такими были первые Ядерный реактор). Если замедлителя в активной зоне нет, то основная часть делений вызывается быстрыми нейтронами с энергией x_n > 10 кэв (быстрый реактор). Возможны также реакторы на промежуточных нейтронах с энергией 1—1000 эв.


Условие критичности Ядерный реактор имеет вид:

К_эф = К_¥× Р = 1, (1)

где 1 — Р — вероятность выхода (утечки) нейтронов из активной зоны Ядерный реактор, К_¥ — коэффициент размножения нейтронов в активной зоне бесконечно больших размеров, определяемый для тепловых Ядерный реактор так называемой «формулой 4 сомножителей»:

К_¥ = neju. (2)

Здесь n — среднее число вторичных (быстрых) нейтронов, возникающих при делении ядра ²³⁵U тепловыми нейтронами, e — коэффициент размножения на быстрых нейтронах (увеличение числа нейтронов за счёт деления ядер, главным образом ядер ²³⁸U, быстрыми нейтронами); j — вероятность того, что нейтрон не захватится ядром ²³⁸U в процессе замедления, u — вероятность того, что тепловой нейтрон вызовет деление. Часто пользуются величиной h = n/(l + a), где a — отношение сечения радиационного захвата s_р к сечению деления s_д.

Условие (1) определяет размеры Ядерный реактор Например, для Ядерный реактор из естественного урана 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 Ядерный реактор) размерам активной зоны Ядерный реактор ~ 5—10 м. Объём современного энергетического Ядерный реактор достигает сотен м³ и определяется главным образом возможностями теплосъёма, а не условиями критичности. Объём активной зоны Ядерный реактор в критическом состоянии называется критическим объёмом Ядерный реактор, а масса делящегося вещества — критической массой. Наименьшей критической массой обладают Ядерный реактор с топливом в виде растворов солей чистых делящихся изотопов в воде и с водяным отражателем нейтронов. Для ²³⁵U эта масса равна 0,8 кг, для ^239Pu— 0,5 кг. Наименьшей критической массой обладает ²⁵¹Cf (теоретически 10 г). Критические параметры графитового Ядерный реактор с естественным ураном: масса урана 45 т, объём 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 объёму).

Величина n известна для тепловых нейтронов с точностью 0,3% (табл. 1). При увеличении энергии x_n нейтрона, вызвавшего деление, n растет по закону: n = n_t + 0,15x_n (x_n в Мэв), где n_t соответствует делению тепловыми нейтронами.

Табл. 1. — Величины n и h) для тепловых нейтронов (по данным на 1977)

233U

235U

239Pu

241Pu

Величина (e—1) обычно составляет лишь несколько %, тем не менее роль размножения на быстрых нейтронах существенна, поскольку для больших Ядерный реактор (К_¥ — 1) << 1 (графитовые Ядерный реактор с естественным ураном, 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 Ядерный реактор, который содержит только делящиеся ядра. Энергетические Ядерный реактор используют слабо обогащенный уран (концентрация ²³⁵U ~ 3—5%), и ядра ²³⁸U поглощают заметную часть нейтронов. Так, для естественной смеси изотопов урана 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 тяжёлая вода, из конструкционных материалов — Al и Zr.

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

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

Выгорание и воспроизводство ядерного топлива. В процессе работы Ядерный реактор происходит изменение состава топлива, связанное с накоплением в нём осколков деления (см. Ядра атомного деление) и с образованием трансурановых элементов, главным образом изотопов Pu. Влияние осколков деления на реактивность Ядерный реактор называется отравлением (для радиоактивных осколков) и зашлаковыванием (для стабильных). Отравление обусловлено главным образом ¹³⁵Xe который обладает наибольшим сечением поглощения нейтронов (2,6·10⁶барн). Период его полураспада T_1/2 = 9,2 ч, выход при делении составляет 6—7%. Основная часть ¹³⁵Xe образуется в результате распада ¹³⁵](Тц = 6,8 ч). При отравлении Кэф изменяется на 1—3%. Большое сечение поглощения ¹³⁵Xe и наличие промежуточного изотопа ¹³⁵I приводят к двум важным явлениям: 1) к увеличению концентрации ¹³⁵Xe и, следовательно, к уменьшению реактивности Ядерный реактор 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 ¹³⁵Xe. 2) Из-за отравления могут происходить пространственно-временные колебания нейтронного потока Ф, а значит — и мощности Ядерный реактор Эти колебания возникают при Ф> 10¹³ нейтронов/см² × сек и больших размерах Ядерный реактор 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 Ядерный реактор (главным образом ¹⁴⁹Sm, изменяющий К_эф на 1%). Концентрация вторых и вносимая ими отрицательная реактивность возрастают линейно во времени.

Образование трансурановых элементов в Ядерный реактор происходит по схемам:

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

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

Выгорание ядерного топлива характеризуют суммарной энергией, выделившейся в Ядерный реактор на 1 т топлива. Для Ядерный реактор, работающих на естественном уране, максимальное выгорание ~ 10 Гвт×сут/т (тяжело-водные Ядерный реактор). В Ядерный реактор со слабо обогащенным ураном (2—3% ²³⁵U) достигается выгорание ~ 20—30 Гвт-сут/т. В Ядерный реактор на быстрых нейтронах — до 100 Гвт-сут/т. Выгорание 1 Гвт-сут/т соответствует сгоранию 0,1% ядерного топлива.

При выгорании ядерного топлива реактивность Ядерный реактор уменьшается (в Ядерный реактор на естественном уране 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 Ядерный реактор 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 Ядерный реактор определяется средними концентрациями делящихся нуклидов (выгружаются ТВЭЛ"ы с минимальной концентрацией делящихся нуклидов). В табл. 2 приведён состав извлекаемого ядерного топлива (в кг) в водо-водяном реакторе мощностью 3 Гвт. Выгружается одновременно вся активная зона после работы Ядерный реактор в течение 3 лет и «выдержки» 3 лет (Ф = 3×10¹³ нейтрон/см²×сек). Начальный состав: ²³⁸U — 77350, ²³⁵U — 2630, ²³⁴U — 20.

Табл. 2. — Состав выгружаемого топлива, кг