Ядерный реактор

Определение "Ядерный реактор" в Большой Советской Энциклопедии

Образование трансурановых элементов в ядерном реакторе (схема)

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 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 Мет соответствует цепной реакции, в которой происходит 3·10¹⁶ актов деления в 1 сек.

Реактор Института атомной энергии (разрез)

  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)

Сборка гетерогенного реактора

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.

  По конструкции Ядерный реактор 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 Ядерный реактор, называются тепловыделяющими элементами (ТВЭЛ"ами), образуют правильную решётку; объём, приходящийся на один ТВЭЛ, называется ячейкой. По характеру использования Ядерный реактор делятся на энергетические реакторы и исследовательские реакторы. Часто один Ядерный реактор выполняет несколько функций (см. Двухцелевой реактор).
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)

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 (2,6·10⁶ барн). 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 ^239Pu стремится 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

238U 75400	235U 640	239Tu 420	236U 360	240Pu 170
241Pu 70	237Np 39	212Pu 30	238Pu 14	241Am 13
231U 10	243Am 8	244Cm 2	Более тяжёлые изотопы 0,2	Осколки 2821 (в т. ч. отделения 235U—1585)

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

  Управление Ядерный реактор Для регулирования Ядерный реактор важно, что часть нейтронов при делении вылетает из осколков с запаздыванием. Доля таких запаздывающих нейтронов невелика (0,68% для ²³⁵U, 0,22% для ²³⁹Pu; в табл. 1 n — сумма числа мгновенных нейтронов n₀ и запаздывающих n₃ нейтронов). Время запаздывания Т_зап от 0,2 до 55 сек. Если (К_эф — 1) £ n₃/n₀, то число делений в Ядерный реактор растет (К_эф > 1) или падает (К_эф < 1), с характерным временем ~Т₃. Без запаздывающих нейтронов эти времена были бы на несколько порядков меньше, что сильно усложнило бы управление Ядерный реактор

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

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

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

  Ядерный реактор могут различаться также по виду ядерного топлива (естественный уран, слабо обогащенный, чистый делящийся изотоп), по его химическому составу (металлический U, UO₂, UC и т. д.), по виду теплоносителя (H₂O, газ, D₂O, органические жидкости, расплавленный металл), по роду замедлителя (С, H₂O, D₂O, Be, BeO, гидриды металлов, без замедлителя). Наиболее распространены гетерогенные Ядерный реактор на тепловых нейтронах с замедлителями — H₂О, С, D₂О и теплоносителями — H₂O, газ, D₂O. В ближайшие десятилетия будут интенсивно развиваться быстрые реакторы. В них «сжигается» ²³⁸U, что позволяет лучше использовать ядерное топливо (в десятки раз) по сравнению с тепловыми Ядерный реактор Это существенно увеличивает ресурсы ядерной энергетики.

Лит.: Вейнберг А., Вигнер Е., Физическая теория ядерных реакторов, пер. с англ., М., 1961; Крамеров А. Я., Шевелёв Я. В., Инженерные расчёты 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.