Історія першого ядерного реактора

Енергетичний ядерний реактор - це пристрій в якому здійснюється керована ланцюгова реакція поділу ядер важких елементів, а виділяється при цьому теплова енергія відводиться теплоносієм. Головним елементом ядерного реактора є активна зона. У ньому розміщується ядерне паливо і здійснюється ланцюгова реакція поділу. Активна зона являє собою сукупність певним чином розміщених тепловиділяючих елементів, що містять ядерне паливо. У реакторах на теплових нейтронах використовується сповільнювач. Через активну зону прокачується теплоносій, що охолоджує тепловиділяючі елементи. У деяких типах реакторів роль сповільнювача і теплоносія виконує один і той же речовина, наприклад звичайна або важка вода.

Схема гомогенного реактора: 1-корпус реактора, 2-активна зона, 3 компенсатор об'єму, 4-теплообмінник, 5-вихід пара, 6-вхід живильної води, 7-циркуляційний насос

Для управління роботою реактора в активну зону вводяться регулюючі стрижні з матеріалів, що мають велике перетин поглинання нейтронів. Активна зона енергетичних реакторів оточена відбивачем нейтронів - шаром матеріалу сповільнювача для зменшення витоку нейтронів з активної зони. Крім того, завдяки відбивачу відбувається вирівнювання нейтронної щільності і енерговиділення за об'ємом активної зони, що дозволяє при даних розмірах зони отримати велику потужність, домогтися більш рівномірного вигорання палива, збільшити тривалість роботи реактора без перевантаження палива та спростити систему відводу тепла. Відбивач нагрівається за рахунок енергії замедляющихся і поглинаються нейтронів і гамма-квантів, тому передбачається його охолодження. Активна зона, відбивач і інші елементи розміщуються в герметичному корпусі або кожусі, зазвичай оточеному біологічним захистом.

В активній зоні Ядерний реактор знаходиться ядерне паливо, протікає ланцюгова реакція ядерного ділення і виділяється енергія. Стан Ядерний реактор характеризується ефективним коефіцієнтом КЕФ розмноження нейтронів або реактивністю r:

r = (К _¥ - 1) / К _еф. (1)

Якщо К _еф> 1, то ланцюгова реакція наростає в часі, Ядерний реактор знаходиться в надкритичному стані і його реактивність r> 0; якщо К _еф <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 Ядерний реактор в активну зону зазвичай вносять джерело нейтронів (суміш Ra і Be, ²⁵² Cf 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 К _еф> 1.

Як ділиться речовини в більшості Ядерний реактор застосовують ²³⁵ U. 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 поділів відбувається під дією теплових нейтронів (тепловий реактор). У Ядерний реактор на теплових нейтронах може бути використаний природний уран, що не збагачений ²³⁵ U (такими були перші Ядерний реактор). Якщо сповільнювача в активній зоні немає, то основна частина ділень викликається швидкими нейтронами з енергією x _n> 10 кев (швидкий реактор). Можливі також реактори на проміжних нейтронах з енергією 1-1000 ев.


Умова критичності Ядерний реактор має вигляд:

До _еф = К _¥ × Р = 1, (1)

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

До _¥ = neju. (2)

Тут n - середнє число вторинних (швидких) нейтронів, що виникають при розподілі ядра ²³⁵ U тепловими нейтронами, e - коефіцієнт розмноження на швидких нейтронах (збільшення числа нейтронів за рахунок поділу ядер, головним чином ядер ²³⁸ U, швидкими нейтронами); j - імовірність того, що нейтрон не захопили ядром ²³⁸ U 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 Ядерний реактор Наприклад, для Ядерний реактор 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 Ядерний реактор) розмірами активної зони Ядерний реактор ~ 5-10 м. Обсяг сучасного енергетичного Ядерний реактор досягає сотень м ³ і визначається головним чином можливостями теплос'ема, а не умовами критичності. Обсяг активної зони Ядерний реактор в критичному стані називається критичним об'ємом Ядерний реактор, а маса речовини - критичною масою. Найменшою критичною масою володіють Ядерний реактор з паливом у вигляді розчинів солей чистих ізотопів у воді і з водяним відбивачем нейтронів. Для ²³⁵ U ця маса дорівнює 0,8 кг, для ^{239 Pu} - 0,5 кг. Найменшою критичною масою володіє ²⁵¹ Cf (теоретично 10 г). Критичні параметри графітового Ядерний реактор з природним ураном: маса урану 45 т, обсяг графіту 450 м ^3. 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 x _n нейтрона, що викликав поділ, n зростає за законом: n = n _t + 0,15x _n (x _n в МеВ), де n _t відповідає діленню тепловими нейтронами.

Табл. 1. - Величини n і h) для теплових нейтронів (за даними на 1977)

Величина (e-1) зазвичай становить лише кілька%, проте роль розмноження на швидких нейтронах істотна, оскільки для великих Ядерний реактор (К _¥ - 1) << 1 (графітові Ядерний реактор 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 Ядерний реактор, який містить тільки діляться ядра. Енергетичні Ядерний реактор використовують слабо збагачений уран (концентрація ²³⁵ U ~ 3-5%), і ядра ²³⁸ U поглинають помітну частину нейтронів. Так, для природної суміші ізотопів урану максимальне значення nJ = 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 ²³⁸ U в процесі уповільнення (1-j) істотно знижується в гетерогенних Ядерний реактор 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 Ядерний реактор 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 Ядерний реактор 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 Ядерний реактор 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 Ядерний реактор 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 Ядерний реактор називається отруєнням (для радіоактивних осколків) і зашлаковиваніе (для стабільних). Отруєння зумовлено головним чином ¹³⁵ Xe який володіє найбільшим перетином поглинання нейтронів (2,6 · 10 ⁶ барн). Період його напіврозпаду T _1/2 = 9,2 ч, вихід при діленні складає 6-7%. Основна частина ¹³⁵ Xe утворюється в результаті розпаду ^135] (Тц = 6,8 ч). При отруєнні КЕФ змінюється на 1-3%. Велике перетин поглинання ¹³⁵ Xe і наявність проміжного ізотопу ¹³⁵ I приводять до двох важливих явищ: 1) до збільшення концентрації ¹³⁵ Xe і, отже, до зменшення реактивності Ядерний реактор 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 · 10 ¹³ нейтрон / см ² × сек тривалість йодної ями ~ 30 год, а глибина в 2 рази перевершує стаціонарне зміна К _еф, викликане отруєнням ¹³⁵ Xe. 2) Через отруєння можуть відбуватися просторово-часові коливання нейтронного потоку Ф, а значить - і потужності Ядерний реактор Ці коливання виникають при Ф> 10 ¹³ нейтронів / см ² × сек і великих розмірах Ядерний реактор 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 Ядерний реактор (головним чином ¹⁴⁹ Sm, змінює К _еф на 1%).Концентрація друге і вноситься ними негативна реактивність зростають лінійно в часі.

Освіта трансуранових елементів в Ядерний реактор відбувається за схемами:



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

Накопичення ²³⁹ Pu (ядерного пального) на початку роботи Ядерний реактор відбувається лінійно в часі, причому тим швидше (при фіксованому вигорянні ²³⁵ U), чим менше збагачення урану. Потім концентрація ^{239 Pu} прагне до постійної величини, яка не залежить від ступеня збагачення, а визначається відношенням перетинів захвату нейтронів ²³⁸ U і ²³⁹ Pu. Характерне час встановлення рівноважної концентрації ^{239 Pu} ~ 3 / Ф років (Ф в од. 10 ¹³ нейтронів / см ² × сек). Ізотопи ²⁴⁰ Pu, ²⁴¹ Pu досягають рівноважної концентрації лише при повторному спалюванні пального в Ядерний реактор після регенерації ядерного палива.

Вигорання ядерного палива характеризують сумарною енергією, що виділилася в Ядерний реактор на 1 т палива. Для Ядерний реактор, що працюють на природному урані, максимальне вигоряння ~ 10 Гвт × добу / т (важко-водні Ядерний реактор). У Ядерний реактор зі слабо збагаченим ураном (2-3% ²³⁵ U) досягається вигоряння ~ 20-30 Гвт-сут / т. У Ядерний реактор на швидких нейтронах - до 100 Гвт-сут / т. Вигорання 1 Гвт-сут / т відповідає згорянню 0,1% ядерного палива.

При вигорянні ядерного палива реактивність Ядерний реактор зменшується (в Ядерний реактор 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 Ядерний реактор 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 Ядерний реактор визначається середніми концентраціями нуклідів (вивантажуються ТВЕЛ "и з мінімальною концентрацією нуклідів). У табл. 2 наведено склад витягується ядерного палива (в кг) в водо-водяному реакторі потужністю 3 ГВт. вивантажується одночасно вся активна зона після роботи Ядерний реактор протягом 3 років і «витримки» 3 років (Ф = 3 × 10 ¹³ нейтрон / см ² × сек). Початковий склад: ²³⁸ U - 77350, ²³⁵ U - 2630, ²³⁴ U - 20.

Табл. 2. - Склад вивантажується палива, кг

Загальна маса завантаженого палива на 3 кг перевершує масу розвантаженого (виділилася енергія «важить» 3 кг). Після зупинки Ядерний реактор 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-випромінюванні осколківподілу і трансуранових елементів. Якщо до зупинки Ядерний реактор 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 _{K k} називається відношення кількості діляться ізотопів Pu, що утворилися в Ядерний реактор, до кількості вигорілого ²³⁵ U. Табл. 2 дає _K K = 0,25. Величина _K K збільшується при зменшенні збагачення і вигорання. Так, для важководного Ядерний реактор на природному урані, при вигорянні 10 Гвт × добу / т _K K = 0.55, а при дуже малих вигорання (в цьому випадку _K K називається початковим плутонієвим коефіцієнтом) _K K = 0,8. Якщо Ядерний реактор спалює і виробляє одні і ті ж ізотопи (реактор-розмножувач), то відношення швидкості відтворення до швидкості вигорання називається коефіцієнтом відтворення К _в. У Ядерний реактор на теплових нейтронах Кв <1, а для Ядерний реактор на швидких нейтронах К _в може досягати 1,4-1,5. Зростання До _в для Ядерний реактор на швидких нейтронах пояснюється головним чином тим, що для швидких нейтронів g зростає, a а падає (особливо для ²³⁹ Pu, см. Реактор-розмножувач).

Управління Ядерний реактор Для регулювання Ядерний реактор важливо, що частина нейтронів при розподілі вилітає з осколків з запізненням. Частка таких запізнілих нейтронів невелика (0,68% для ²³⁵ U, 0,22% для ²³⁹ Pu; в табл. 1 n - сума числа миттєвих нейтронів n ₀ і запізнілих n ₃ нейтронів). Час запізнювання Т _зап від 0,2 до 55 сек. Якщо (К _еф - 1) £ n ₃ / n _0, то число ділень в Ядерний реактор зростає (К _еф> 1) або падає (К _еф <1), з характерним часом ~ Т _3. Без запізнілих нейтронів ці часи були б на кілька порядків менше, що сильно ускладнило б управління Ядерний реактор

Для управління Ядерний реактор служить система управління і захисту (СУЗ). Органи СУЗ діляться на: аварійні, які зменшують реактивність (що вводять в Ядерний реактор 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 Ядерний реактор (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 Ядерний реактор сприяє негативний температурний коефіцієнт реактивності (із зростанням температури r зменшується). Якщо цей коефіцієнт позитивний, то робота органів СУЗ істотно ускладнюється.

Ядерний реактор оснащується системою приладів, які інформують оператора про стан ядерний реактор: про потік нейтронів в різних точках активної зони, витраті і температурі теплоносія, рівні іонізуючого випромінювання в різних частинах ядерний реактор 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 Ядерний реактор (машина-порадник), або, нарешті, здійснювати управління Ядерний реактор в певних межах без участі оператора (керуюча машина).

Класифікація Ядерний реактор За призначенням і потужності Ядерний реактор діляться на кілька груп: 1) експериментальний реактор (критична збірка), призначений для вивчення різних фізичних величин, значення яких необхідно для проектування і експлуатації Ядерний реактор; потужність таких Ядерний реактор 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 Ядерний реактор), для виробництва ізотопів. Потужність дослідницького Ядерний реактор не перевищує 100 Мвт; виділяється енергія, як правило, не використовується. до досл ательскім Ядерний реактор відноситься імпульсний реактор ", 3) ізотопні Ядерний реактор, в яких потоки нейтронів використовуються для отримання ізотопів, в тому числі Pu і ³ H для військових цілей (див. Ядерна зброя); 4) енергетичні Ядерний реактор, 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 Ядерний реактор досягає 3-5 Гвт ( см. Ядерна енергетика. Атомна електростанція).

Ядерний реактор можуть відрізнятися навіть з вигляду ядерного палива (природний уран, слабо збагачений, чистий ділиться ізотоп), по його хімічним складом (металевий U, U O _2, UC і т. Д.), По виду теплоносія (H ₂ O, газ , D ₂ O, органічні рідини, розплавлений метал), по роду сповільнювача (С, H ₂ O, D ₂ O, Be, BeO, гідриди металів, без сповільнювача). Найбільш поширені гетерогенні Ядерний реактор на теплових нейтронах з сповільнювачами - H ₂ О, С, D ₂ О і теплоносіями - H ₂ O, газ, D ₂ O. В найближчі десятиліття будуть інтенсивно розвиватися швидкі реактори. У них «спалюється» ²³⁸ U, що дозволяє краще використовувати ядерне паливо (в десятки разів) в порівнянні з тепловими Ядерний реактор Це істотно збільшує ресурси ядерної енергетики.