Физическая энциклопедия - 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 Kэф10 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); eувеличение 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 bи 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 .