Ядерный реактор

ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР, устройство, в котором осуществляется управляемая ядерная цепная реакция, сопровождаюВнщаяся выделением энергии. Первый ядерный реактор построен в декабре 1942 в США под руководством Э. Ферми. В Европе перВнвый ядерный реактор пущен в декабре 1946 в Москве под руководством П. В. Курчатова. СоставныВнми частями любого ядерного реактора являются: акВнтивная лона с ядерным топливом, обычВнно окружённая отражателем нейтронов, теплоноситель, система регулирования цепной реакции, радиан, защита, система дистанционного управления. Основной хаВнрактеристикой ядерного реактора является его мощВнность. Мощность в 1 Мвт соответствует цепной реакции, в которой происходит 3*1016 актов деления в 1 сек.

В активной зоне ядерного реактора находитВнся ядерное топливо, протекает цепная реакция ядерного деления и выделяется энергия. Состояние ядерного реактора характеризуется эффективным коэффициентом Кэф размножения нейтронов или реактивностью ρ:

ρ = (Кэф - 1)/Кэф.

Если Кэф > 1, то цепная реакция нараВнстает во времени, ядерный реактор находится в надкритичном состоянии и его реактивВнность ПБ > 0; если Кэф < 1, то реакция затухает, реактор - подкритичен, р < 0; при Кэф = 1, р = 0 реактор находится в критическом состоянии, идёт стаВнционарный процесс и число делений поВнстоянно во времени. Для инициирования цепной реакции при пуске ядерного реактора в активВнную зону обычно вносят источник нейтроВннов (смесь Ra и Be, 252Cf и др.), хотя это и не обязательно, т. к. спонтанное делеВнние ядер урана и космические лучи дают достаточное число начальных нейтронов для развития цепной реакции при Кэф > 1.

В качестве делящегося вещества в больВншинстве Ядерный реактор применяют 235U. Если акВнтивная зона, кроме ядерного топлива (природный или обогащённый уран), соВндержит замедлитель нейтронов (графит, вода и др. вещества, содержащие лёгкие ядра), то основная часть делений происходит под дейВнствием тепловых нейтронов (тепловой реактор). В ядерном реакторе на тепловых нейтронах может быть использован природный уран, не обогащённый 235U (такими были перВнвые ядерные реакторы). Если замедлителя в активной зоне нет, то основная часть делении вызываВнется быстрыми нейтронами с энергией Оѕ > 10 кэв (быстрый реактор). ВозВнможны также реакторы на промежуточных нейтронах с энергией 1 - 1000 эв.

По конструкции ядерные реакторы делятся на гетеВнрогенные реакторы, в которых ядерное топливо распределено в активной зоне дискретно в виде блоков, между которыми находится замедлитель нейтронов; и гомогенные, реакторы, в которых ядерное топливо и замедлитель представВнляют однородную смесь (раствор или суспензия). Блоки с ядерным топливом в гетерогенном ядерном реакторе, называются тепловыдеВнляющими элементами (ТВЭЛ'ами), обВнразуют правильную решётку; объём, приВнходящийся на один ТВЭЛ, называют ячейкой. По характеру использования Ядерный реактор делятВнся на энергетические реакторы и исслеВндовательские реакторы. Часто один ядерный реактор выполняет несколько функций.

Выгорание и воспроизводство ядерного топлива. В процессе работы ядерного реактора происВнходит изменение состава топлива, свяВнзанное с накоплением в нём осколков деВнления и с образованием трансурановых элеменВнтов, главным образом изотопов Pu. Влияние осВнколков деления на реактивность ядерного реактора называют отравлением (для радиоактивВнных осколков) и зашлаковыванием (для стабильных). Отравление обусловлено главным образом 135Xe, который облаВндает наибольшим сечением поглощения нейтронов (2,6*106 барн). Период его полураспада T1/2= 9,2 ч, выход при деВнлении составляет 6-7% . Основная часть 135Хе образуется в результате распада 135I (T1/2 = 6,8 ч). При отравлении Кэф изменяется на 1-3% . Большое сечение поглощения 135Xe и наличие промежуточВнного изотопа 135I приводят к двум важным явлениям:

к увеличению концентраВнции 135Хе и, следовательно, к уменьшеВннию реактивности ядерного реактора после его остаВнновки или снижения мощности (Влйодная ямаВ»). Это вынуждает иметь дополниВнтельный запас реактивности в органах регулирования либо делает невозможВнным кратковременные остановки и коВнлебания мощности. Глубина и продолВнжительность йодной ямы зависят от поВнтока нейтронов Ф: при Ф = 5*1013 нейВнтрон/см2*сек продолжительность йодной ямы ~ 30 ч, а глубина в 2 раза превосхоВндит стационарное изменение Кэф, вызванВнное отравлением 135Хе.
Из-за отравлеВнния могут происходить пространственно-временные колебания нейтронного потока Ф, а значит тАФ и мощности ядерного реактора. Эти коВнлебания возникают при Ф> 1013 нейВнтрон/см2*сек и больших размерах ядерного реактора. Периоды колебаний ~ 10 ч.

Выгорание ядерного топлива характеВнризуют суммарной энергией, выделивВншейся в ядерном реакторе на 1 т топлива. Для ядерных реакторов работающих на естественном уране, максимальное выгорание ~ 10 Гвт*сут/т (тяжелоВнводные ядерные реакторы). В ядерных реакторах со слабо обоВнгащённым ураном (2 - 3% 235U) достигаВнется выгорание ~ 20тАФ30 Гвт*cyт/т. В ядерном реакторе на быстрых нейтронах - до 100 Гвт*сут/т. Выгорание 1 Гвт*сут/т соответствует сгоранию 0,1% ядерного топлива.

Управление ядерного реактора.

Для регулирования ядерного реактора важно, что часть нейтронов при деВнлении вылетает из осколков с запаздыВнванием. Доля таких запаздываюВнщих нейтронов невелика (0.68% для 235U, 0,22% для 239Pu). ВреВнмя запаздывания Тзап от 0,2 до 55 сек. Если (Кэф - 1) РИ ν3/ν0, то число делений в ядерном реакторе растёт (Кэф > 1) или падает (Кэф < 1), с характерным временем ~ Tз. Без запаздывающих нейтронов эти времена были бы на несколько порядков меньше, что сильно усложнило бы управление ядерным реактором.

Для управления ядерного реактора 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 ядерного реактора (сверху или снизу) из веществ, сильно поглощающих нейтроны (Cd, B и др.). Их движение управляется механизмами, сраВнбатывающими по сигналу приборов, чувВнствительных к величине нейтронного поВнтока. Для компенсации выгорания могут использоваться выгорающие поглотители, эффективность которых убывает при заВнхвате ими нейтронов (Cd, В, редкозеВнмельные элементы), или растворы поВнглощающего вещества в замедлителе. Стабильности работы ядерного реактора способствует отрицательный температурный коэффициент реактивности (с ростом температуры ρ уменьшается). Если этот коэффициент положителен, то работа органов СУЗ сущеВнственно усложняется.

Ядерный реактор оснащается системой приборов, информирующих оператора о состоянии ядерного реактора: о потоке нейтронов в разных точВнках активной зоны, расходе и температуре теплоносителя, уровне ионизирующего излучения в различных частях ядерного реактора и в вспомогательных помещениях, о положеВннии 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 ядерного реактора (машина - советчик), либо, наконец, осуществлять управление ядерного реактора без участия оператора (управляющая машина).

Классификация ядерных реакторов.

По назначению и мощности ядерные реакторы делятся на несколько групп:

1) экспериментальный реактор (критическая сборка), предназначенный для изучения различных физических величин, значение которых необходимо для проектирования и эксплуатации ядерных реакторов: мощность таких ядерных реакторов не превышает нескольких квт:

2) исследовательВнские реакторы, в которых потоки нейтронов и γ-квантов, генерируемые в активной зоне, используются для исследований в области ядерной физики, физики твёрВндого тела, радиационной химии, биологии, для испытания материалов, предназначенных для работы в интенсивных нейтронных поВнтоках (в т. ч. деталей ядерного реактора), для производства изотопов. Мощность исследовательского ядерного реактора не превосходит 100 Мвт: выделяюВнщаяся энергия, как правило, не испольВнзуется. К исследовательским ядерным реакторам отноВнсится импульсный реактор:

3) изотопные ядерные реакторы, в которых потоки нейтронов испольВнзуются для получения изотопов, в т. ч. Pu и 3Н для военных целей;

4) энергетические ядерные реакторы, в которых энерВнгия, выделяющаяся при делении ядер, используется для выработки электроэнерВнгии, теплофикации, опреснения морской воды, в силовых установках на кораблях и т. д. Мощность (тепловая) современного энерВнгетического ядерного реактора достигает 3-5 Гвт.

Ядерные реакторы могут различаться также по виду ядерного топлива (естественный уран, слабо обогащённый, чистый делящийся изотоп), по его химическому составу (металлический U, UO2, UC и т. д.), по виду теплоносителя (Н2О, газ, D2O, органические жидкости, расплавленный металл), по роду замедлителя (С, Н2О, D2O, Be, BeO. гидриды металВнлов, без замедлителя). Наиболее распроВнстранены гетерогенные Ядерный реактор на тепловых нейтронах с замедлителями тАФ Н2О, С, D2O и теплоносителями тАФ Н2О, газ, D2O.

Вместе с этим смотрят:

Акселерация развития и готовность к обучению в школе
Активизации учения школьников
Активизация познавательной деятельности у подростков на уроках технологии
Анализ систем специального образования в США, Великобритании, Швеции, России и Голландии