Ядерный реактор: принцип работы, устройство и схема. Принцип работы ядерного реактора

Устройство и принцип работы

Механизм энерговыделения

Превращение вещества сопровождается выделением свободной энергии лишь в том случае, если вещество обладает запасом энергий. Последнее означает, что микрочастицы вещества находятся в состоянии с энергией покоя большей, чем в другом возможном, переход в которое существует. Самопроизвольному переходу всегда препятствует энергетический барьер , для преодоления которого микрочастица должна получить извне какое-то количество энергии - энергии возбуждения. Экзоэнергетическая реакция состоит в том, что в следующем за возбуждением превращении выделяется энергии больше, чем требуется для возбуждения процесса. Существуют два способа преодоления энергетического барьера: либо за счёт кинетической энергии сталкивающихся частиц, либо за счёт энергии связи присоединяющейся частицы.

Возбуждение присоединяющимися частицами не требует большой кинетической энергии, и, следовательно, не зависит от температуры среды, поскольку происходит за счёт неиспользованных связей, присущих частицам сил притяжения. Но зато для возбуждения реакций необходимы сами частицы. И если опять иметь в виду не отдельный акт реакции, а получение энергии в макроскопических масштабах, то это возможно лишь при возникновении цепной реакции. Последняя же возникает, когда возбуждающие реакцию частицы снова появляются, как продукты экзоэнергетической реакции.

Конструкция

Любой ядерный реактор состоит из следующих частей:

Активная зона с ядерным топливом и замедлителем ;
Отражатель нейтронов , окружающий активную зону;
Система регулирования цепной реакции , в том числе аварийная защита ;
Радиационная защита;
Система дистанционного управления.

Физические принципы работы

См. также основные статьи:

Текущее состояние ядерного реактора можно охарактеризовать эффективным коэффициентом размножения нейтронов k или реактивностью ρ , которые связаны следующим соотношением:

Для этих величин характерны следующие значения:

k > 1 - цепная реакция нарастает во времени, реактор находится в надкритичном состоянии, его реактивность ρ > 0;
k < 1 - реакция затухает, реактор - подкритичен , ρ < 0;
k = 1, ρ = 0 - число делений ядер постоянно, реактор находится в стабильном критическом состоянии.

Условие критичности ядерного реактора:

, где

Обращение коэффициента размножения в единицу достигается сбалансированием размножения нейтронов с их потерями. Причин потерь фактически две: захват без деления и утечка нейтронов за пределы размножающей среды.

Очевидно, что k < k 0 , поскольку в конечном объёме вследствие утечки потери нейтронов обязательно больше, чем в бесконечном. Поэтому, если в веществе данного состава k 0 < 1, то цепная самоподдерживающаяся реакция невозможна как в бесконечном, так и в любом конечном объёме. Таким образом, k 0 определяет принципиальную способность среды размножать нейтроны.

k 0 для тепловых реакторов можно определить по так называемой «формуле 4-х сомножителей»:

, где

η - выход нейтронов на два поглощения.

Объёмы современных энергетических реакторов могут достигать сотен м³ и определяются главным образом не условиями критичности, а возможностями теплосъёма.

Критический объём ядерного реактора - объём активной зоны реактора в критическом состоянии. Критическая масса - масса делящегося вещества реактора, находящегося в критическом состоянии.

Наименьшей критической массой обладают реакторы, в которых топливом служат водные растворы солей чистых делящихся изотопов с водяным отражателем нейтронов. Для 235 U эта масса равна 0,8 кг, для 239 Pu - 0,5 кг. Широко известно, однако, что критическая масса для реактора LOPO (первый в мире реактор на обогащённом уране), имевшего отражатель из окиси бериллия, составляла 0,565 кг, несмотря на то, что степень обогащения по изотопу 235 была лишь немногим более 14 %. Теоретически, наименьшей критической массой обладает , для которого эта величина составляет всего 10 г.

С целью уменьшения утечки нейтронов, активной зоне придают сферическую или близкую к сферической форму, например короткого цилиндра или куба, так как эти фигуры обладают наименьшим отношением площади поверхности к объёму.

Несмотря на то, что величина (e - 1) обычно невелика, роль размножения на быстрых нейтронах достаточно велика, поскольку для больших ядерных реакторов (К ∞ - 1) << 1. Без этого процесса было бы невозможным создание первых графитовых реакторов на естественном уране.

Для начала цепной реакции обычно достаточно нейтронов, рождаемых при спонтанном делении ядер урана. Возможно также использование внешнего источника нейтронов для запуска реактора, например, смеси и , или других веществ.

Иодная яма

Основная статья: Иодная яма

Иодная яма - состояние ядерного реактора после его выключения, характеризующееся накоплением короткоживущего изотопа ксенона . Этот процесс приводит к временному появлению значительной отрицательной реактивности , что, в свою очередь, делает невозможным вывод реактора на проектную мощность в течение определённого периода (около 1-2 суток).

Классификация

По назначению

По характеру использования ядерные реакторы делятся на :

Энергетические реакторы , предназначенные для получения электрической и тепловой энергии, используемой в энергетике , а также для опреснения морской воды (реакторы для опреснения также относят к промышленным). Основное применение такие реакторы получили на атомных электростанциях . Тепловая мощность современных энергетических реакторов достигает 5 ГВт . В отдельную группу выделяют:
- Транспортные реакторы , предназначенные для снабжения энергией двигателей транспортных средств. Наиболее широкие группы применения - морские транспортные реакторы, применяющиеся на подводных лодках и различных надводных судах, а также реакторы, применяющиеся в космической технике .
Экспериментальные реакторы , предназначенные для изучения различных физических величин, значение которых необходимо для проектирования и эксплуатации ядерных реакторов; мощность таких реакторов не превышает нескольких кВт .
Исследовательские реакторы , в которых потоки нейтронов и гамма-квантов , создаваемые 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 ядерных реакторов), для производства изотопов. Мощность исследовательских реакторов не превосходит 100 МВт. Выделяющаяся энергия, как правило, не используется.
Промышленные (оружейные, изотопные) реакторы , используемые для наработки изотопов , применяющихся в различных областях. Наиболее широко используются для производства ядерных оружейных материалов, например 239 Pu . Также к промышленным относят реакторы, использующиеся для опреснения морской воды .

Часто реакторы применяются для решения двух и более различных задач, в таком случае они называются многоцелевыми . Например, некоторые энергетические реакторы, особенно на заре атомной энергетики, предназначались, в основном, для экспериментов. Реакторы на быстрых нейтронах могут быть одновременно и энергетическими, и нарабатывать изотопы. Промышленные реакторы кроме своей основной задачи часто вырабатывают электрическую и тепловую энергию.

По спектру нейтронов

Реактор на тепловых (медленных) нейтронах («тепловой реактор»)
Реактор на быстрых нейтронах («быстрый реактор»)

По размещению топлива

Гетерогенные реакторы , где топливо размещается в активной зоне дискретно в виде блоков, между которыми находится замедлитель;
Гомогенные реакторы , где топливо и замедлитель представляют однородную смесь (гомогенную систему).

В гетерогенном реакторе топливо и замедлитель могут быть пространственно разнесены, в частности, в полостном реакторе замедлитель-отражатель окружает полость с топливом, не содержащим замедлителя. С ядерно-физической точки зрения критерием гомогенности/гетерогенности является не конструктивное исполнение, а размещение блоков топлива на расстоянии, превышающем длину замедления нейтронов в данном замедлителе. Так, реакторы с так называемой «тесной решёткой» рассчитываются как гомогенные, хотя в них топливо обычно отделено от замедлителя.

Блоки ядерного топлива в гетерогенном реакторе называются тепловыделяющими сборками (ТВС), которые размещаются в активной зоне в узлах правильной решётки, образуя ячейки .

По виду топлива

изотопы урана 235, 238, 233 ( 235 U , 238 U , 233 U)
изотоп плутония 239 ( 239 Pu), также изотопы 239-242 Pu в виде смеси с 238 U (MOX-топливо)
изотоп тория 232 (232 Th) (посредством преобразования в 233 U)

По степени обогащения:

природный уран
слабо обогащённый уран
высоко обогащённый уран

По химическому составу:

металлический U
UC (карбид урана) и т. д.

По виду теплоносителя

Газ, (см. Графито-газовый реактор)
D 2 O (тяжёлая вода , см. Тяжеловодный ядерный реактор , CANDU)

По роду замедлителя

С (графит , см. Графито-газовый реактор , Графито-водный реактор)
H 2 O (вода, см. Легководный реактор , Водо-водяной реактор , ВВЭР)
D 2 O (тяжёлая вода, см. Тяжеловодный ядерный реактор , CANDU)
Гидриды металлов
Без замедлителя (см. Реактор на быстрых нейтронах)

По конструкции

По способу генерации пара

Реактор с внешним парогенератором (См. Водо-водяной реактор , ВВЭР)

Классификация МАГАТЭ

PWR (pressurized water reactors) - водо-водяной реактор (реактор с водой под давлением);
BWR (boiling water reactor) - кипящий реактор ;
FBR (fast breeder reactor) - реактор-размножитель на быстрых нейтронах ;
GCR (gas-cooled reactor) - газоохлаждаемый реактор;
LWGR (light water graphite reactor) - графито-водный реактор
PHWR (pressurised heavy water reactor) - тяжеловодный реактор

Наиболее распространёнными в мире являются водо-водяные (около 62 %) и кипящие (20 %) реакторы.

Материалы реакторов

Материалы, из которых строят реакторы, работают при высокой температуре в поле нейтронов , γ-квантов и осколков деления. Поэтому для реакторостроения пригодны не все материалы, применяемые в других отраслях техники. При выборе реакторных материалов учитывают их радиационную стойкость, химическую инертность, сечение поглощения и другие свойства.

Радиационная нестойкость материалов меньше сказывается при высоких температурах. Подвижность атомов становится настолько большой, что вероятность возвращения выбитых из кристаллической решётки атомов на своё место или рекомбинация водорода и кислорода в молекулу воды заметно увеличивается. Так, радиолиз воды несущественен в энергетических некипящих реакторах (например, ВВЭР), в то время как в мощных исследовательских реакторах выделяется значительное количество гремучей смеси. В реакторах есть специальные системы для её сжигания.

Реакторные материалы контактируют между собой (оболочка ТВЭЛа с теплоносителем и ядерным топливом , тепловыделяющие кассеты - с теплоносителем и замедлителем и т. д.). Естественно, что контактирующие материалы должны быть химически инертными (совместимыми). Примером несовместимости служат уран и горячая вода, вступающие в химическую реакцию.

У большинства материалов прочностные свойства резко ухудшаются с увеличением температуры. В энергетических реакторах конструкционные материалы работают при высоких температурах. Это ограничивает выбор конструкционных материалов, особенно для тех деталей энергетического реактора, которые должны выдерживать высокое давление.

Выгорание и воспроизводство ядерного топлива

В процессе работы ядерного реактора из-за накопления в топливе осколков деления изменяется его изотопный и химический состав, происходит образование трансурановых элементов, главным образом изотопов . Влияние осколков деления на реактивность ядерного реактора называется отравлением (для радиоактивных осколков) и зашлаковыванием (для стабильных изотопов).

Основная причина отравления реактора - , обладающий наибольшим сечением поглощения нейтронов (2,6·10 6 барн). Период полураспада 135 Xe T 1/2 = 9,2 ч; выход при делении составляет 6-7 %. Основная часть 135 Xe образуется в результате распада (T 1/2 = 6,8 ч). При отравлении К эф изменяется на 1-3 %. Большое сечение поглощения 135 Xe и наличие промежуточного изотопа 135 I приводят к двум важным явлениям:

К увеличению концентрации 135 Xe и, следовательно, к уменьшению реактивности реактора после его остановки или снижения мощности («иодная яма»), что делает невозможным кратковременные остановки и колебания выходной мощности. Данный эффект преодолевается введением запаса реактивности в органах регулирования. Глубина и продолжительность иодной ямы зависят от потока нейтронов Ф: при Ф = 5·10 18 нейтрон/(см²·сек) продолжительность йодной ямы ˜ 30 ч, а глубина в 2 раза превосходит стационарное изменение К эф, вызванное отравлением 135 Xe.
Из-за отравления могут происходить пространственно-временные колебания нейтронного потока Ф, а, следовательно, и мощности реактора. Эти колебания возникают при Ф > 10 18 нейтронов/(см²·сек) и больших размерах реактора. Периоды колебаний ˜ 10 ч.

При делении ядер возникает большое число стабильных осколков, которые различаются сечениями поглощения по сравнению с сечением поглощения делящегося изотопа. Концентрация осколков с большим значением сечения поглощения достигает насыщения в течение нескольких первых суток работы реактора. Главным образом это ТВЭЛы разных «возрастов».

В случае полной замены топлива, реактор имеет избыточную реактивность, которую нужно компенсировать, тогда как во втором случае компенсация требуется только при первом пуске реактора. Непрерывная перегрузка позволяет повысить глубину выгорания, так как реактивность реактора определяется средними концентрациями делящихся изотопов.

Масса загруженного топлива превосходит массу выгруженного за счёт «веса» выделившейся энергии. После остановки реактора, сначала главным образом за счёт деления запаздывающими нейтронами, а затем, через 1-2 мин, за счёт β- и γ-излучения осколков деления и трансурановых элементов, в топливе продолжается выделение энергии. Если реактор работал достаточно долго до момента остановки, то через 2 мин после остановки выделение энергии составляет около 3 %, через 1 ч - 1 %, через сутки - 0,4 %, через год - 0,05 % от первоначальной мощности.

Отношение количества делящихся изотопов Pu, образовавшихся в ядерном реакторе, к количеству выгоревшего 235 U называется коэффициентом конверсии K K . Величина K K увеличивается при уменьшении обогащения и выгорания. Для тяжеловодного реактора на естественном уране, при выгорании 10 ГВт·сут/т K K = 0,55, а при небольших 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 ядерных реакторах на тепловых нейтронах К В < 1, а для реакторов на быстрых нейтронах К В может достигать 1,4-1,5. Рост К В для реакторов на быстрых нейтронах объясняется главным образом тем, что, особенно в случае 239 Pu, для быстрых нейтронов g растёт, а а падает.

Управление ядерным реактором

Управление ядерным реактором возможно только благодаря тому, что часть нейтронов при делении вылетает из осколков с запаздыванием , которое может составить от нескольких миллисекунд до нескольких минут.

Для управления реактором используют поглощающие стержни , вводимые в активную зону, изготовленные из материалов, сильно поглощающих нейтроны (в основном , и некоторые др.) и/или раствор борной кислоты , в определённой концентрации добавляемый в теплоноситель (борное регулирование). Движение стержней управляется специальными механизмами, приводами, работающими по сигналам от оператора или аппаратуры автоматического регулирования нейтронного потока.

На случай различных аварийных ситуаций в каждом реакторе предусмотрено экстренное прекращение цепной реакции , осуществляемое сбрасыванием в активную зону всех поглощающих стержней - система аварийной защиты .

Остаточное тепловыделение

Важной проблемой, непосредственно связанной с ядерной безопасностью , является остаточное тепловыделение. Это специфическая особенность ядерного топлива, заключающаяся в том, что, после прекращения цепной реакции деления и обычной для любого энергоисточника тепловой инерции, выделение тепла в реакторе продолжается ещё долгое время, что создаёт ряд технически сложных проблем.

Остаточное тепловыделение является следствием β- и γ- распада продуктов деления , которые накопились в топливе за время работы реактора. Ядра продуктов деления вследствие распада переходят в более стабильное или полностью стабильное состояние с выделением значительной энергии.

Хотя мощность остаточного тепловыделения быстро спадает до величин, малых по сравнению со стационарными значениями, в мощных энергетических реакторах она значительна в абсолютных величинах. По этой причине остаточное тепловыделение влечёт необходимость длительное время обеспечивать теплоотвод от активной зоны реактора после его остановки. Эта задача требует наличия в конструкции реакторной установки систем расхолаживания с надёжным электроснабжением, а также обуславливает необходимость длительного (в течение 3-4 лет) хранения отработавшего ядерного топлива в хранилищах со специальным температурным режимом - бассейнах выдержки, которые обычно располагаются в непосредственной близости от реактора .

См. также

Перечень атомных реакторов, спроектированных и построенных в Советском Союзе

Литература

Левин В. Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. 4-е изд. - М.: Атомиздат, 1979.
Шуколюков А. Ю. «Уран. Природный ядерный реактор». «Химия и Жизнь» № 6, 1980 г., с. 20-24

Примечания

«ZEEP - Canada’s First Nuclear Reactor» , Canada Science and Technology Museum.
Грешилов А. А., Егупов Н. Д., Матущенко А. М. Ядерный щит. - М .: Логос, 2008. - 438 с. -

Для обычного человека современные высокотехнологичные устройства настолько таинственны и загадочны, что впору им поклоняться, как древние поклонялись молнии. Школьные уроки физики, изобилующие математическими выкладками, не решают проблему. А ведь рассказать интересно можно даже про атомный реактор, принцип работы которого понятен даже подростку.

Как работает атомный реактор?

Принцип действия данного высокотехнологического устройства выглядит следующим образом:

При поглощении нейтрона ядерное топливо (чаще всего это уран-235 или плутоний-239 ) происходит деление атомного ядра;
Высвобождается кинетическая энергия, гамма-излучение и свободные нейтроны;
Кинетическая энергия преобразуется в тепловую (когда ядра сталкиваются с окружающими атомами), гамма-излучение поглощается самим реактором и превращается также в тепло;
Часть из образованных нейтронов поглощается атомами топлива, что вызывает цепную реакцию. Для управления ей используются поглотители и замедлители нейтронов;
С помощью теплоносителя (вода, газ или жидкий натрий) происходит отвод тепла от места прохождения реакции;
Находящийся под давлением пар от нагретой воды используется для приведения во вращение паровых турбин;
С помощью генератора механическая энергия вращения турбин преобразуется в переменный электрический ток.

Подходы к классификации

Оснований для типологии реакторов может быть множество:

По типу ядерной реакции . Деление (все коммерческие установки) или синтез (термоядерная энергетика, имеет распространение лишь в некоторых НИИ);
По теплоносителю . В абсолютном большинстве случаев с этой целью используется вода (кипящая или тяжелая). Иногда используются альтернативные решения: жидкий металл (натрий, свинец-висмутовый сплав, ртуть), газ (гелий, углекислый газ или азот), расплавленная соль (фторидные соли);
По поколению. Первое - ранние прототипы, которые не имели никакого коммерческого смысла. Второе - большинство ныне используемых АЭС, которые были построены до 1996 года. Третье поколение отличается от предыдущего лишь небольшими усовершенствованиями. Работа над четвертым поколением еще ведется;
По агрегатному состоянию топлива (газовое пока существует только на бумаге);
По целям использования (для производства электричества, пуска двигателя, производства водорода, опреснения, трансмутации элементов, получение нейронного излучения, теоретические и следовательские цели).

Устройство атомного реактора

Основными компонентами реакторов на большинстве электростанций являются:

Ядерное топливо - вещество, которое необходимо для производства тепла для энергетических турбин (как правило, низкообогащенный уран);
Активная зона ядерного ректора - именно здесь проходит ядерная реакция;
Замедлитель нейтронов - снижает скорость быстрых нейтронов, превращая их в тепловые нейтроны;
Пусковой нейтронный источник - используется для надежного и стабильного пуска ядерной реакции;
Поглотитель нейтронов - имеются на некоторых электростанциях для снижения высокой реакционной способности свежего топлива;
Нейтронная гаубица - используется для повторного инициирования реакции после выключения;
Охлаждающая жидкость (очищенная вода);
Управляющие стержни - для регулирования скорости деления ядер урана или плутония;
Водный насос - перекачивает воду в паровой котел;
Паровая турбина - превращает тепловую энергию пара во вращательную механическую;
Градирня - устройство для отвода лишнего тепла в атмосферу;
Система приема и хранения радиоактивных отходов;
Системы безопасности (аварийные дизель-генераторы, устройства для аварийного охлаждения активной зоны).

Как устроены последние модели

Последнее 4-е поколение реакторов будет доступно для коммерческой эксплуатации не раньше 2030 года . В настоящее время принцип и устройство их работы находятся на этапе разработки. Согласно современным данным, эти модификации будут отличаться от существующих моделей такими преимуществами :

Система быстрого газового охлаждения. Предполагается, что в качестве охлаждающего вещества будет использован гелий. Согласно проектной документации, таким образом можно охлаждать реакторы с температурой 850 °С. Для работы при таких высоких температурах потребуется и специфическое сырье: композитные керамические материалы и актинидные соединения;
В качестве первичного теплоносителя возможно использование свинца или свинцово-висмутового сплава. Эти материалы имеют низкий показатель нейтронного поглощения и относительно низкую температуру плавления;
Также в качестве основного теплоносителя может использоваться смесь из расплавленных солей. Тем самым удастся работать при более высоких температурах, чем современные аналоги с водяным охлаждением.

Естественные аналоги в природе

Ядерный реактор воспринимается в общественном сознании исключительно как продукт высоких технологий. Однако по факту первое такое устройство имеет природное происхождение . Оно было обнаружено в регионе Окло, что в центральноафриканском государстве Габон:

Реактор был образован из-за подтопления урановых пород подземными водами. Они выступили как нейтронные замедлители;
Тепловая энергия, выделяющаяся при распаде урана, превращает воду в пар, и цепная реакция останавливается;
После падения температуры охлаждающей жидкости все повторяется вновь;
Если бы жидкость не выкипала и не останавливала течение реакции, человечество бы столкнулось с новой природной катастрофой;
Самоподдерживаемое деление ядер началось в этом реакторе около полутора миллиардов лет назад. За это время было выделено около 0,1 миллиона ватт выходной мощности;
Подобное чудо света на Земле является единственным известным. Появление новых невозможно: доля урана-235 в природном сырье намного ниже уровня, необходимого для поддержания цепной реакции.

Сколько атомных реакторов в Южной Корее?

Бедная на природные ресурсы, но промышленно развитая и перенаселенная Республика Корея испытывает чрезвычайную потребность в энергии. На фоне отказа Германии от мирного атома эта страна возлагает большие надежды на обуздание ядерных технологий:

Планируется, что к 2035 году доля электроэнергии, генерируемой на АЭС, достигнет 60%, а совокупное производство - более 40 гигаватт;
Страна не имеет атомного оружия, но исследования по ядерной физике ведутся непрерывно. Корейские ученые разработали проекты современных реакторов: модульные, водородные, с жидким металлом и др.;
Успехи местных исследователей позволяют продавать технологии за рубеж. Ожидается, что в ближайшие 15-20 лет страна экспортирует 80 таких установок;
Но по состоянию на сегодняшний день большая часть АЭС сооружена при содействии американских или французских ученых;
Количество действующих станций относительно невелико (только четыре), но каждая из них располагает значительным числом реакторов - в совокупности 40, причем эта цифра будет расти.

При бомбардировке нейтронами ядерное топливо приходит в цепную реакцию, в результате которой образуется огромное количество тепла. Находящаяся в системе вода забирает это тепло и превращается в пар, который вращает турбины, производящие электричество. Вот простая схема работы атомного реактора, мощнейшего источника энергии на Земле.

Видео: как работают атомные реакторы

В данном ролике физик-ядерщик Владимир Чайкин расскажет, с помощью чего врабатывается электричество в атомных реакторах, их подробное устройство:

Необъятная энергия крохотного атома

«Хороша наука - физика! Только жизнь коротка». Эти слова принадлежат ученому, сделавшему в физике удивительно много. Их однажды произнес академик Игорь Васильевич Курчатов , создатель первой в мире атомной электростанции.

27 июня 1954 года эта уникальная электростанция вступила в строй. У человечества появился еще один могучий источник электроэнергии.

Путь к овладению энергией атома был долгим и нелегким. Начался он в первые десятилетия XX века с открытия естественной радиоактивности супругами Кюри, с постулатов Бора, планетарной модели атома Резерфорда и доказательства такого, как сейчас кажется, очевидного факта - ядро любого атома состоит из положительно заряженных протонов и нейтральных нейтронов.

В 1934 году супруги Фредерик и Ирен Жолио-Кюри (дочь Мари Склодовской-Кюри и Пьера Кюри) обнаружили, что бомбардировкой альфа-частицами (ядрами атомов гелия) можно превратить обычные химические элементы в радиоактивные. Новое явление получило название искусственной радиоактивности .

И. В. Курчатов (справа) и А. И. Алиханов (в центре) со своим учителем А. Ф. Иоффе. (Начало 30-х годов.)

Если такую бомбардировку вести очень быстрыми и тяжелыми частицами, то начинается каскад химических превращений. Элементы с искусственной радиоактивностью постепенно уступят свое место стабильным элементам, которые уже не будут распадаться.

С помощью облучения или бомбардировки легко сделать явью мечту алхимиков - изготовить золото из других химических элементов. Только стоимость такого превращения значительно превысит цену полученного золота…

Деление ядер урана

Больше пользы (и, к сожалению, тревог) принесло человечеству открытое в 1938-1939 годах группой немецких физиков и химиков деление ядер урана . При облучении нейтронами тяжелые ядра урана распадаются на более легкие химические элементы, принадлежащие к средней части периодической системы Менделеева, и выделяют несколько нейтронов. Для ядер легких элементов эти нейтроны оказываются лишними… При «раскалывании» ядер урана может начаться цепная реакция: каждый из двух- трех полученных нейтронов способен в свою очередь произвести на свет несколько нейтронов, попав в ядро соседнего атома.

Общая масса продуктов такой ядерной реакции оказалась, как подсчитали ученые, меньше массы ядер исходного вещества - урана.

По уравнению Эйнштейна, связывающему массу с энергией, можно легко определить, что при этом должна выделиться огромная энергия! Причем произойдет это за ничтожно малое время. Если, конечно, цепная реакция станет неуправляемой и пройдет до конца…

На прогулке после конференции Э. Ферми (справа) со своим учеником Б. Понтекорво. (Базель, 1949 г.)

Огромные физические и технические возможности, скрытые в процессе деления урана, одним из первых оценил Энрико Ферми , в те далекие тридцатые годы нашего столетия еще очень молодой, но уже признанный глава итальянской школы физиков. Задолго до второй мировой войны он с группой талантливых сотрудников исследовал поведение различных веществ при нейтронном облучении и определил, что эффективность процесса деления урана можно значительно повысить… замедлив движение нейтронов. Как это ни странно на первый взгляд, при уменьшении скорости нейтронов увеличивается вероятность их захвата ядрами урана. Эффективными «замедлителями» нейтронов служат вполне доступные вещества: парафин, углерод, вода…

Переехав в США, Ферми продолжал быть мозгом и сердцем проводимых там ядерных исследований. Два дарования, обычно исключающие друг друга, сочетались в Ферми: выдающегося теоретика и блестящего экспериментатора. «Пройдет еще очень много времени, прежде чем мы сможем увидеть равного ему человека»,- писал крупный ученый У. Зинн после безвременной кончины Ферми от злокачественной опухоли в 1954 году в возрасте 53 лет.

Коллектив ученых, сплотившихся вокруг Ферми в годы второй мировой войны, решил на основе цепной реакции деления урана создать оружие невиданной разрушительной силы - атомную бомбу . Ученые спешили: вдруг нацистская Германия сумеет раньше всех изготовить новое оружие и использует его в своем бесчеловечном стремлении к порабощению других народов?

Строительство в нашей стране атомного реактора

Ученым удалось уже в 1942 году собрать и запустить на территории стадиона Чикагского университета первый атомный реактор . Стержни из урана в реакторе перемежались угольными «кирпичами» - замедлителями, а если цепная реакция все же становилась слишком бурной, ее можно было быстро остановить, введя в реактор пластины из кадмия, разъединявшие урановые стержни и полностью поглощавшие нейтроны.

Исследователи очень гордились придуманными ими простыми приспособлениями к реактору, которые сейчас вызывают у нас улыбку. Один из сотрудников Ферми в Чикаго, известный физик Г. Андерсон вспоминает, что кадмиевую жесть прибивали к деревянному бруску, который при необходимости мгновенно опускался в котел под действием собственной тяжести, что послужило поводом дать ему название «миг». Г. Андерсон пишет: «Перед запуском котла этот стержень следовало вытянуть наверх и закрепить веревкой. При аварии веревку можно было бы перерезать и «миг» занял бы свое место внутри котла».

На атомном реакторе была получена управляемая цепная реакция, проверены теоретические расчеты и предсказания. В реакторе шла цепь химических превращений, в результате которых накапливался новый химический элемент - плутоний. Его, как и уран, можно использовать для создания атомной бомбы.

Ученые определили, что существует «критическая масса» урана или плутония. Если атомного вещества достаточно много, цепная реакция приводит к взрыву, если мало, меньше «критической массы», то происходит просто выделение тепла.

Строительство атомной электростанции

В атомной бомбе простейшей конструкции уложены рядом два куска урана или плутония, причем масса каждого немного не «дотягивает» до критической. В нужный момент запал из обычного взрывчатого вещества соединяет куски, масса атомного горючего превышает критическое значение - и выделение разрушительной энергии чудовищной силы происходит мгновенно…

Ослепительное световое излучение, ударная волна, сметающая все на своем пути, и проникающее радиоактивное излучение обрушились на жителей двух японских городов - Хиросимы и Нагасаки - после взрыва американских атомных бомб в 1945 году, поселив с тех пор в сердцах людей тревогу перед страшными последствиями применения атомного оружия.

Под объединяющим научным началом И. В. Курчатова советские физики разработали атомное оружие.

Но руководитель этих работ не переставал думать и о мирном использовании атомной энергии. Ведь атомный реактор приходится интенсивно охлаждать, почему же это тепло не «отдать» паровой или газовой турбине, не применить для обогрева домов?

Через атомный реактор пропустили трубки с жидким легкоплавким металлом. Разогретый металл поступал в теплообменник, где передавал свое тепло воде. Вода превращалась в перегретый пар, начинала работать турбина. Реактор окружили защитной оболочкой из бетона с металлическим наполнителем: радиоактивное излучение не должно вырываться наружу.

Атомный реактор превратился в атомную электростанцию, несущую людям спокойный свет, уютное тепло, желанный мир…

Ядерный реактор — устройство, в котором осуществляется управляемая цепная ядерная реакция, сопровождающаяся выделением энергии.

История

Самоподдерживающаяся управляемая цепная реакция деления ядер (кратко — цепная реакция) была впервые осуществлена в декабре 1942 г. Группа физиков Чикагского университета , возглавляемая Э. Ферми , построила первый в мире ядерный реактор, названный СР-1 . Он состоял из графитовых блоков, между которыми были расположены шары из природного урана и его двуокиси. Быстрые нейтроны, появляющиеся после деления ядер 235U , замедлялись графитом до тепловых энергий, а затем вызывали новые деления ядер. Реакторы, подобные СР-1, в которых основная доля делений происходит под действием тепловых нейтронов, называют реакторами на тепловых нейтронах. В их состав входит очень много замедлителя по сравнению с ураном.

В СССР теоретические и экспериментальные исследования особенностей пуска, работы и контроля реакторов были проведены группой физиков и инженеров под руководством академика И. В. Курчатова . Первый советский реактор Ф-1 выведен в критическое состояние 25 декабря 1946 г. Реактор Ф-1 набран из графитовых блоков и имеет форму шара диаметром примерно 7,5 м. В центральной части шара диаметром 6 м по отверстиям в графитовых блоках размещены урановые стержни. Результаты исследований на реакторе Ф-1 стали основой проектов более сложных по конструкции промышленных реакторов. В 1949 г. введён в действие реактор по производству плутония, а 27 июня 1954 г. вступила в строй первая в мире атомная электростанция электрической мощностью 5 МВт в г. Обнинске.

Устройство и принцип работы

Механизм энерговыделения

Превращение вещества сопровождается выделением свободной энергии лишь в том случае, если вещество обладает запасом энергий. Последнее означает, что микрочастицы вещества находятся в состоянии с энергией покоя большей, чем в другом возможном, переход в которое существует. Самопроизвольному переходу всегда препятствует энергетический барьер, для преодоления которого микрочастица должна получить извне какое-то количество энергии — энергии возбуждения. Экзоэнергетическая реакция состоит в том, что в следующем за возбуждением превращении выделяется энергии больше, чем требуется для возбуждения процесса. Существуют два способа преодоления энергетического барьера: либо за счёт кинетической энергии сталкивающихся частиц, либо за счёт энергии связи присоединяющейся частицы.

Если иметь в виду макроскопические масштабы энерговыделения, то необходимую для возбуждения реакций кинетическую энергию должны иметь все или сначала хотя бы некоторая доля частиц вещества. Это достижимо только при повышении температуры среды до величины, при которой энергия теплового движения приближается к величине энергетического порога, ограничивающего течение процесса. В случае молекулярных превращений, т. е. химических реакций, такое повышение обычно составляет сотни градусов Кельвина, в случае же ядерных реакций — это минимум 107°К из-за очень большой высоты кулоновских барьеров сталкивающихся ядер. Тепловое возбуждение ядерных реакций осуществлено на практике только при синтезе самых лёгких ядер, у которых кулоновские барьеры минимальны (термоядерный синтез). Возбуждение присоединяющимися частицами не требует большой кинетической энергии, и, следовательно, не зависит от температуры среды, поскольку происходит за счёт неиспользованных связей, присущих частицам сил притяжения. Но зато для возбуждения реакций необходимы сами частицы. И если опять иметь в виду не отдельный акт реакции, а получение энергии в макроскопических масштабах, то это возможно лишь при возникновении цепной реакции. Последняя же возникает, когда возбуждающие реакцию частицы снова появляются как продукты экзоэнергетической реакции.

Схематическое устройство гетерогенного реактора на тепловых нейтронах1 — управляющий стержень; 2 — биологическая защита; 3 — тепловая защита; 4 — замедлитель; 5 — ядерное топливо; 6 — теплоноситель.

Схематическое устройство гетерогенного реактора на тепловых нейтронах

управляющий стержень;

биологическая защита;

тепловая защита;

замедлитель;

ядерное топливо;

теплоноситель.

Конструкция

Любой ядерный реактор состоит из следующих частей:

Активная зона с ядерным топливом и замедлителем;

Отражатель нейтронов, окружающий активную зону;

Теплоноситель;

Система регулирования цепной реакции, в том числе аварийная защита

Радиационная защита

Система дистанционного управления

Основная характеристика реактора — его выходная мощность. Мощность в 1 МВт соответствует цепной реакции, при которой происходит 3·1016 делений в 1 сек.

Физические принципы работы

Текущее состояние ядерного реактора можно охарактеризовать эффективным коэффициентом размножения нейтронов k или реактивностью ρ, которые связаны следующим соотношением:

Для этих величин характерны следующие значения:

k > 1 — цепная реакция нарастает во времени, реактор находится в надкритичном состоянии, его реактивность ρ > 0;

k < 1 — реакция затухает, реактор — подкритичен, ρ < 0;

k = 1, ρ = 0 — число делений ядер постоянно, реактор находится в стабильном критическом состоянии.

Условие критичности ядерного реактора:

ω есть доля полного числа образующихся в реакторе нейтронов, поглощённых в активной зоне реактора, или вероятность избежать нейтрону утечки из конечного объема.

k 0 — коэффициент размножения нейтронов в активной зоне бесконечно больших размеров.

Очевидно, что k < k0, поскольку в конечном объёме вследствие утечки потери нейтронов обязательно больше, чем в бесконечном. Поэтому, если в веществе данного состава k0 < 1, то цепная самоподдерживающаяся реакция невозможна как в бесконечном, так и в любом конечном объёме. Таким образом, k0 определяет принципиальную способность среды размножать нейтроны

k0 для тепловых реакторов можно определить по так называемой «формуле 4-х сомножителей»:

μ — коэффициент размножения на быстрых нейтронах;

φ — вероятность избежать резонансного захвата;

θ — коэффициент использования тепловых нейтронов;

η — выход нейтронов на одно поглощение.

Объёмы современных энергетических реакторов могут достигать сотен м 3 и определяются главным образом не условиями критичности, а возможностями теплосъёма.

Критический объём ядерного реактора — объём активной зоны реактора в критическом состоянии. Критическая масса — масса делящегося вещества реактора, находящегося в критическом состоянии.

Наименьшей критической массой обладают реакторы, в которых топливом служат водные растворы солей чистых делящихся изотопов с водяным отражателем нейтронов. Для 235 U эта масса равна 0,8 кг, для 239 Pu — 0,5 кг. Теоретически, наименьшей критической массой обладает 251 Cf, для которого эта величина составляет всего 10 г.

Несмотря на то, что величина (e — 1) обычно невелика, роль размножения на быстрых нейтронах достаточно велика, поскольку для больших ядерных реакторов (К∞ — 1) << 1. Без этого процесса было бы невозможным создание первых графитовых реакторов на естественном уране.

Иодная яма

Иодная яма — состояние ядерного реактора после его выключения, характеризующееся накоплением короткоживущего изотопа ксенона (135 Xe). Этот процесс приводит к временному появлению значительной отрицательной реактивности, что, в свою очередь, делает невозможным вывод реактора на проектную мощность в течение определённого периода (около 1—2 суток).

Классификация

По характеру использования

По характеру использования ядерные реакторы делятся на:

Экспериментальные реакторы, предназначенные для изучения различных физических величин, значение которых необходимо для проектирования и эксплуатации ядерных реакторов; мощность таких реакторов не превышает несколько кВт;

Исследовательские реакторы, в которых потоки нейтронов и γ-квантов, создаваемые 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 ядерных реакторов), для производства изотопов. Мощность исследовательских реакторов не превосходит 100 Мвт; выделяющаяся энергия, как правило, не используется.

Изотопные (оружейные, промышленные) реакторы, используемые для наработки изотопов, используемых в ядерных вооружениях, например 239Pu.

Энергетические реакторы, предназначенные для получения электрической и тепловой энергии, используемой в энергетике, при опреснении воды, для привода силовых установок кораблей и т. д.; Тепловая мощность современного энергетического реактора достигает 3—5 ГВт.

По спектру нейтронов

Реактор на тепловых нейтронах («тепловой реактор»)

Реактор на быстрых нейтронах («быстрый реактор»)

Реактор на промежуточных нейтронах

По размещению топлива

Гетерогенные реакторы, где топливо размещается в активной зоне дискретно в виде блоков, между которыми находится замедлитель;

Гомогенные реакторы, где топливо и замедлитель представляют однородную смесь (гомогенную систему).

Блоки ядерного топлива в гетерогенном реакторе называются тепловыделяющими элементами (ТВЭЛ’ами), которые размещаются в активной зоне в узлах правильной решётки, образуя ячейки.

По виду топлива

По степени обогащения:

Естественный уран

Слабо обогащённый уран

Чистый делящийся изотоп

По химическому составу:

металлический U

UO 2 (диоксид урана)

UC (карбид урана) и т. д.

По виду теплоносителя

H 2 O (вода, см. Водо-водяной реактор)

Газ, (см. Графито-газовый реактор)

Реактор с органическим теплоносителем

Реактор с жидкометаллическим теплоносителем

Реактор на расплавах солей

По роду замедлителя

С (графит, см. Графито-газовый реактор, Графито-водный реактор)

H 2 O (вода, см. Легководный реактор, Водо-водяной реактор, ВВЭР)

D 2 O (тяжёлая вода, см. Тяжеловодный ядерный реактор, CANDU)

Гидриды металлов

Без замедлителя

По конструкции

Корпусные реакторы

Канальные реакторы

По способу генерации пара

Реактор с внешним парогенератором

Кипящий реактор

В начале XXI века наиболее распространены гетерогенные ядерные реакторы на тепловых нейтронах с замедлителями — H 2 O, С, D 2 O и теплоносителями — H 2 O, газ, D 2 O, например, водо-водяные ВВЭР, канальные РБМК.

Перспективными являются также быстрые реакторы. Топливом в них служит 238U, что позволяет в десятки раз улучшить использование ядерного топлива по сравнению с тепловыми реакторами, это существенно увеличивает ресурсы ядерной энергетики.

Материалы реакторов

Материалы, из которых строят реакторы, работают при высокой температуре в поле нейтронов, γ-квантов и осколков деления. Поэтому для реакторостроения пригодны не все материалы, применяемые в других отраслях техники. При выборе реакторных материалов учитывают их радиационную стойкость, химическую инертность, сечение поглощения и другие свойства.

Оболочки ТВЭЛов, каналы, замедлители (отражатели) изготовляют из материалов с небольшими сечениями поглощения. Применение материалов, слабо поглощающих нейтроны, снижает непроизводительный расход нейтронов, уменьшает загрузку ядерного топлива и увеличивает коэффициент воспроизводства КВ. Для поглощающих стержней, наоборот, пригодны материалы с большим сечением поглощения. Это значительно сокращает количество стержней, необходимых для управления реактором.

Быстрые нейтроны, γ-кванты и осколки деления повреждают структуру вещества. Так, в твёрдом веществе быстрые нейтроны выбивают атомы из кристаллической решётки или сдвигают их с места. Вследствие этого ухудшаются пластические свойства и теплопроводность материалов. Сложные молекулы под действием излучения распадаются на более простые молекулы или составные атомы. Например, вода разлагается на кислород и водород. Это явление известно под названием радиолиза воды.

Радиационная нестойкость материалов меньше сказывается при высоких температурах. Подвижность атомов становится настолько большой, что вероятность возвращения выбитых из кристаллической решётки атомов на своё место или рекомбинация водорода и кислорода в молекулу воды заметно увеличивается. Так, радиолиз воды несуществен в энергетических некипящих реакторах (например, ВВЭР), в то время как в мощных исследовательских реакторах выделяется значительное количество гремучей смеси. В реакторах есть специальные системы для ее сжигания.

Реакторные материалы контактируют между собой (оболочка ТВЭЛа с теплоносителем и ядерным топливом, тепловыделяющие кассеты — с теплоносителем и замедлителем и т. д.). Естественно, что контактирующие материалы должны быть химически инертными (совместимыми). Примером несовместимости служат уран и горячая вода, вступающие в химическую реакцию.

Выгорание и воспроизводство ядерного топлива

В процессе работы ядерного реактора из-за накопления в топливе осколков деления изменяется его изотопный и химический состав, происходит образование трансурановых элементов, главным образом изотопов Pu. Влияние осколков деления на реактивность ядерного реактора называется отравлением (для радиоактивных осколков) и зашлаковыванием (для стабильных изотопов).

Основная причина отравления реактора — 135 Xe, обладающий наибольшим сечением поглощения нейтронов (2,6·106 барн). Период полураспада 135 Xe T½ = 9,2 ч; выход при делении составляет 6—7%. Основная часть 135Xe образуется в результате распада 135 I (T½ = 6,8 ч). При отравлении Кэф изменяется на 1—3%. Большое сечение поглощения 135 Xe и наличие промежуточного изотопа 135 I приводят к двум важным явлениям:

К увеличению концентрации 135 Xe и, следовательно, к уменьшению реактивности реактора после его остановки или снижения мощности («иодная яма»), что делает невозможным кратковременные остановки и колебания выходной мощности. Данный эффект преодолевается введением запаса реактивности в органах регулирования. Глубина и продолжительность йодной ямы зависят от потока нейтронов Ф: при Ф = 5·1018 нейтрон/(см 2 ·сек) продолжительность йодной ямы ˜ 30 ч, а глубина в 2 раза превосходит стационарное изменение Кэф, вызванное отравлением 135 Xe.

Из-за отравления могут происходить пространственно-временные колебания нейтронного потока Ф, а, следовательно, и мощности реактора. Эти колебания возникают при Ф > 1018 нейтронов/(см 2 ·сек) и больших размерах реактора. Периоды колебаний ˜ 10 ч.

Образование трансурановых элементов в ядерном реакторе происходит по следующим схемам:

235 U + n → 236 U + n → 237 U →(7 сут)→ 237 Np + n → 238 Np →(2,1 сут)→ 238 Pu

238 U + n → 239 U →(23 мин)→ 239 Np →(2,3 сут)→ 239 Pu (+осколки) + n → 240 Pu + n → 241 Pu (+осколки) + n → 242 Pu + n → 243 Pu →(5 ч)→ 243 Am + n → 244 Am →(26 мин)→ 244 Cm

Время между стрелками обозначает период полураспада, «+n» обозначает поглощение нейтрона.

В начале работы реактора происходит линейное накопление 239 Pu, причём тем быстрее (при фиксированном выгорании 235 U), чем меньше обогащение урана. Далее концентрация 239 Pu стремится к постоянной величине, которая не зависит от степени обогащения, а определяется отношением сечений захвата нейтронов 238 U и 239 Pu. Характерное время установления равновесной концентрации 239 Pu ˜ 3/Ф лет (Ф в ед. 1013 нейтронов/см 2 ×сек). Изотопы 240 Pu, 241 Pu достигают равновесной концентрации только при повторном сжигании горючего в ядерном реакторе после регенерации ядерного топлива.

Выгорание ядерного топлива характеризуют суммарной энергией, выделившейся в реакторе на 1 топлива. Эта величина составляет:

˜ 10 Гвт·сут/т — реакторы на тяжёлой воде;

˜ 20—30 Гвт·сут/т — реакторы на слабообогащённом уране (2—3% 235U);

до 100 Гвт·сут/т — реакторы на быстрых нейтронах.

Выгорание 1 Гвт·сут/т соответствует сгоранию 0,1% ядерного топлива.

По мере выгорания топлива реактивность реактора уменьшается. Замена выгоревшего топлива производится сразу из всей активной зоны или постепенно, оставляя в работе ТВЭЛы разных «возрастов». Такой режим называется непрерывной перегрузкой топлива.

В случае полной замены топлива, реактор имеет избыточную реактивность, которую нужно компенсировать, тогда как во втором случае компенсация требуется только при первом пуске реактора. Непрерывная перегрузка позволяет повысить глубину выгорания, т. к. реактивность реактора определяется средними концентрациями делящихся изотопов.

Масса загруженного топлива превосходит массу выгруженного за счёт «веса» выделившейся энергии. После остановки реактора, сначала главным образом за счёт деления запаздывающими нейтронами, а затем, через 1—2 мин, за счёт β- и γ-излучения осколков деления и трансурановых элементов, в топливе продолжается выделение энергии. Если реактор работал достаточно долго до момента остановки, то через 2 мин после остановки выделение энергии составляет около 3%, через 1 ч — 1%, через сутки — 0,4%, через год — 0,05%.

Отношение количества делящихся изотопов Pu, образовавшихся в ядерном реакторе, к количеству выгоревшего 235 U называется коэффициентом конверсии KK. Величина KK увеличивается при уменьшении обогащения и выгорания. Для тяжеловодного реактора на естественном уране, при выгорании 10 Гвт·сут/т KK = 0,55, а при небольших выгораниях (в этом случае KK называется начальным плутониевым коэффициентом) KK = 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 КВ. В ядерных реакторах на тепловых нейтронах КВ < 1, а для реакторов на быстрых нейтронах КВ может достигать 1,4—1,5. Рост КВ для реакторов на быстрых нейтронах объясняется главным образом тем, что, особенно в случае 239 Pu, для быстрых нейтронов g растёт, а а падает.

Управление ядерным реактором

Ядерный реактор может работать с заданной мощностью в течение длительного времени только в том случае, если в начале работы имеет запас реактивности. Протекающие в реакторе процессы вызывают ухудшение размножающих свойств среды, и без механизма восстановления реактивности реактор не смог бы работать даже малое время. Первоначальный запас реактивности создается путём постройки активной зоны с размерами, значительно превосходящими критические. Чтобы реактор не становился надкритичным, в активную зону вводятся вещества-поглотители нейтронов. Поглотители входят в состав материала управляющих стержней, перемещающихся по соответствующим каналам в активной зоне. Причём если для регулирования достаточно всего нескольких стержней, то для компенсации начального избытка реактивности число стержней может достигать сотни. Компенсирующие стержни постепенно выводятся из активной зоны реактора, обеспечивая критическое состояние в течение всего времени его работы. Компенсация выгорания может также достигаться применением специальных поглотителей, эффективность которых убывает при захвате ими нейтронов (Cd, В, редкоземельные элементы) или растворов поглощающих веществ в замедлителе.

Управление ядерным реактором упрощает тот факт, что часть нейтронов при делении вылетает из осколков с запаздыванием, которое может составить от 0,2 до 55 сек. Благодаря этому, нейтронный поток и, соответственно, мощность изменяются достаточно плавно, давая время на принятие решения и изменение состояния реактора извне.

Для управления ядерным реактором служит система управления и защиты (СУЗ). Органы СУЗ делятся на:

Аварийные, уменьшающие реактивность (вводящие в реактор отрицательную реактивность) при появлении аварийных сигналов;

Автоматические регуляторы, поддерживающие постоянным нейтронный поток Ф (т. е. мощность на выходе);

Компенсирующие, служащие для компенсации отравления, выгорания, температурных эффектов.

В большинстве случаев для управления реактором используют стержни, вводимые в активную зону, изготовленные из материалов, сильно поглощающих нейтроны (Cd, В и др.). Движение стержней управляется специальными механизмами, работающими по сигналам приборов, чувствительных к величине нейтронного потока.

Работа органов СУЗ заметно упрощается для реакторов с отрицательным температурным коэффициентом реактивности (с ростом температуры r уменьшается).

На основе информации о состоянии реактора, специальным вычислительным комплексом формируются рекомендации оператору по изменению состояния реактора, либо, в определённых пределах, управление реактором производится без участия оператора.

На случай непредвиденного катастрофического развития цепной реакции, в каждом реакторе предусмотрено экстренное прекращение цепной реакции, осуществляемое сбрасыванием в активную зону специальных аварийных стержней или стержней безопасности — система аварийной защиты.

Устройство и принцип действия основаны на инициализации и контроле самоподдерживающейся ядерной реакции. Его используют в качестве исследовательского инструмента, для производства радиоактивных изотопов и в качестве источника энергии для атомных электростанций.

принцип работы (кратко)

Здесь используется процесс при котором тяжелое ядро распадается на два более мелких фрагмента. Эти осколки находятся в очень возбужденном состоянии и испускают нейтроны, другие субатомные частицы и фотоны. Нейтроны могут вызвать новые деления, в результате которых их излучается еще больше, и так далее. Такой непрерывный самоподдерживающийся ряд расщеплений называется цепной реакцией. При этом выделяется большое количество энергии, производство которой является целью использования АЭС.

Принцип работы ядерного реактора и таков, что коло 85% энергии расщепления высвобождается в течение очень короткого промежутка времени после начала реакции. Остальная часть вырабатывается в результате радиоактивного распада продуктов деления, после того как они излучили нейтроны. Радиоактивный распад является процессом, при котором атом достигает более стабильного состояния. Он продолжается и после завершения деления.

В атомной бомбе цепная реакция увеличивает свою интенсивность, пока не будет расщеплена большая часть материала. Это происходит очень быстро, производя чрезвычайно мощные взрывы, характерные для таких бомб. Устройство и принцип действия ядерного реактора основаны на поддержании цепной реакции на регулируемом, почти постоянном уровне. Он сконструирован таким образом, что взорваться, как атомная бомба, не может.

Цепная реакция и критичность

Физика ядерного реактора деления состоит в том, что цепная реакция определяется вероятностью расщепления ядра после испускания нейтронов. Если популяция последних уменьшается, то скорость деления в конце концов упадет до нуля. В этом случае реактор будет находиться в докритическом состоянии. Если же популяция нейтронов поддерживается на постоянном уровне, то скорость деления будет оставаться стабильной. Реактор будет находиться в критическом состоянии. И, наконец, если популяция нейтронов со временем растет, скорость деления и мощность будет увеличиваться. Состояние активной зоны станет сверхкритическим.

Принцип действия ядерного реактора следующий. Перед его запуском популяция нейтронов близка к нулю. Затем операторы удаляют управляющие стержни из активной зоны, увеличивая деление ядер, что временно переводит реактор в сверхкритическое состояние. После выхода на номинальную мощность операторы частично возвращают управляющие стержни, регулируя количество нейтронов. В дальнейшем реактор поддерживается в критическом состоянии. Когда его необходимо остановить, операторы вставляют стержни полностью. Это подавляет деление и переводит активную зону в докритическое состояние.

Типы реакторов

Большинство существующих в мире ядерных установок являются энергетическими, генерирующими тепло, необходимое для вращения турбин, которые приводят в движение генераторы электрической энергии. Также есть много исследовательских реакторов, а некоторые страны имеют подводные лодки или надводные корабли, движимые энергией атома.

Энергетические установки

Существует несколько видов реакторов этого типа, но широкое применение нашла конструкция на легкой воде. В свою очередь, в ней может использоваться вода под давлением или кипящая вода. В первом случае жидкость под высоким давлением нагревается теплом активной зоны и поступает в парогенератор. Там тепло от первичного контура передается на вторичный, также содержащий воду. Генерируемый в конечном счете пар служит рабочей жидкостью в цикле паровой турбины.

Реактор кипящего типа работает по принципу прямого энергетического цикла. Вода, проходя через активную зону, доводится до кипения на среднем уровне давления. Насыщенный пар проходит через серию сепараторов и сушилок, расположенных в корпусе реактора, что приводит его в сверхперегретое состояние. Перегретый водяной пар затем используется в качестве рабочей жидкости, вращающей турбину.

Высокотемпературные с газовым охлаждением

Высокотемпературный газоохлаждаемый реактор (ВТГР) - это ядерный реактор, принцип работы которого основан на применении в качестве топлива смеси графита и топливных микросфер. Существуют две конкурирующие конструкции:

немецкая «засыпная» система, которая использует сферические топливные элементы диаметром 60 мм, представляющие собой смесь графита и топлива в графитовой оболочке;
американский вариант в виде графитовых гексагональных призм, которые сцепляются, создавая активную зону.

В обоих случаях охлаждающая жидкость состоит из гелия под давлением около 100 атмосфер. В немецкой системе гелий проходит через промежутки в слое сферических топливных элементов, а в американской - через отверстия в графитовых призмах, расположенных вдоль оси центральной зоны реактора. Оба варианта могут работать при очень высоких температурах, так как графит имеет чрезвычайно высокую температуру сублимации, а гелий полностью инертен химически. Горячий гелий может быть применен непосредственно в качестве рабочей жидкости в газовой турбине при высокой температуре или его тепло можно использовать для генерации пара водяного цикла.

Жидкометаллический и принцип работы

Реакторам на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем уделялось большое внимание в 1960-1970-х годах. Тогда казалось, что их возможности по воспроизводству в ближайшее время необходимы для производства топлива для быстро развивающейся атомной промышленности. Когда в 1980-е годы стало ясно, что это ожидание нереалистично, энтузиазм угас. Однако в США, России, Франции, Великобритании, Японии и Германии построен ряд реакторов этого типа. Большинство из них работает на диоксиде урана или его смеси с диоксидом плутония. В Соединенных Штатах, однако, наибольший успех был достигнут с металлическими топливом.

CANDU

Канада сосредоточила свои усилия на реакторах, в которых используется природный уран. Это избавляет от необходимости для его обогащения прибегать к услугам других стран. Результатом такой политики стал дейтерий-урановый реактор (CANDU). Контроль и охлаждение в нем производится тяжелой водой. Устройство и принцип работы ядерного реактора состоит в использовании резервуара с холодной D 2 O при атмосферном давлении. Активная зона пронизана трубами из циркониевого сплава с топливом из природного урана, через которые циркулирует охлаждающая его тяжелая вода. Электроэнергия производится за счет передачи теплоты деления в тяжелой воде охлаждающей жидкости, которая циркулирует через парогенератор. Пар во вторичном контуре затем проходит через обычный турбинный цикл.

Исследовательские установки

Для проведения научных исследований чаще всего используется ядерный реактор, принцип работы которого состоит в применении водяного охлаждения и пластинчатых урановых топливных элементов в виде сборок. Способен функционировать в широком диапазоне уровней мощности, от нескольких киловатт до сотен мегаватт. Поскольку производство электроэнергии не является основной задачей исследовательских реакторов, они характеризуются вырабатываемой тепловой энергией, плотностью и номинальной энергией нейтронов активной зоны. Именно эти параметры помогают количественно оценить способность исследовательского реактора проводить конкретные изыскания. Маломощные системы, как правило, функционируют в университетах и используются для обучения, а высокая мощность необходима в научно-исследовательских лабораториях для тестирования материалов и характеристик, а также для общих исследований.

Наиболее распространен исследовательский ядерный реактор, строение и принцип работы которого следующие. Его активная зона расположена в нижней части большого глубокого бассейна с водой. Это упрощает наблюдение и размещение каналов, по которым могут быть направлены пучки нейтронов. При низких уровнях мощности нет необходимости прокачивать охлаждающую жидкость, так как для поддержания безопасного рабочего состояния естественная конвекция теплоносителя обеспечивает достаточный отвод тепла. Теплообменник, как правило, находится на поверхности или в верхней части бассейна, где скапливается горячая вода.

Корабельные установки

Первоначальным и основным применением ядерных реакторов является их использование в подводных лодках. Главным их преимуществом является то, что, в отличие от систем сжигания ископаемого топлива, для выработки электроэнергии им не требуется воздух. Следовательно, атомная субмарина может оставаться в погруженном состоянии в течение длительного времени, а обычная дизель-электрическая подлодка должна периодически подниматься на поверхность, чтобы запускать свои двигатели в воздухе. дает стратегическое преимущество кораблям ВМС. Благодаря ей отпадает необходимость заправляться в иностранных портах или от легко уязвимых танкеров.

Принцип работы ядерного реактора на подводной лодке засекречен. Однако известно, что в США в нем используется высокообогащенный уран, а замедление и охлаждение производится легкой водой. Конструкция первого реактора атомной субмарины USS Nautilus находилась под сильным влиянием мощных исследовательских установок. Его уникальными особенностями является очень большой запас реактивности, обеспечивающей длительный период работы без дозаправки и возможность перезапуска после остановки. Электростанция в подлодках должна быть очень тихой, чтобы избежать обнаружения. Для удовлетворения конкретных потребностей различных классов субмарин были созданы разные модели силовых установок.

На авианосцах ВМС США используется ядерный реактор, принцип работы которого, как полагают, заимствован у крупнейших подлодок. Подробные сведения их конструкции также не были опубликованы.

Кроме США, атомные подводные лодки имеются у Великобритании, Франции, России, Китая и Индии. В каждом случае конструкция не разглашалась, но считается, что все они весьма схожи - это является следствием одинаковых требований к их техническим характеристикам. Россия также обладает небольшим флотом на которых устанавливались такие же реакторы, как и на советских субмаринах.

Промышленные установки

Для целей производства используется ядерный реактор, принцип работы которого состоит в высокой производительности при низком уровне производства энергии. Это обусловлено тем, что длительное пребывание плутония в активной зоне приводит к накоплению нежелательного 240 Pu.

Производство трития

В настоящее время основным материалом, получаемым с помощью таких систем, является тритий (3 H или T) - заряд для Плутоний-239 имеет длительный период полураспада, равный 24100 годам, поэтому страны с арсеналами ядерного оружия, использующими этот элемент, как правило, имеют его больше, чем необходимо. В отличие от 239 Pu, период полураспада трития составляет примерно 12 лет. Таким образом, чтобы поддерживать необходимые запасы, этот радиоактивный изотоп водорода должен производиться непрерывно. В США в Саванна-Ривер (штат Южная Каролина), например, работает несколько реакторов на тяжелой воде, которые производят тритий.

Плавучие энергоблоки

Созданы ядерные реакторы, способные обеспечить электроэнергией и паровым отоплением удаленные изолированные районы. В России, например, нашли применение небольшие энергетические установки, специально предназначенные для обслуживания арктических населенных пунктов. В Китае 10-МВт установка HTR-10 снабжает теплом и электроэнергией исследовательский институт, в котором она находится. Разработки небольших автоматически управляемых реакторов с аналогичными возможностями ведутся в Швеции и Канаде. В период с 1960 по 1972 год армия США использовала компактные водяные реакторы для обеспечения удаленных баз в Гренландии и Антарктике. Они были заменены мазутными электростанциями.

Покорение космоса

Кроме того, были разработаны реакторы для энергоснабжения и передвижения в космическом пространстве. В период с 1967 по 1988 год Советский Союз устанавливал небольшие ядерные установки на спутники серии «Космос» для питания оборудования и телеметрии, но эта политика стала мишенью для критики. По крайней мере один из таких спутников вошел в атмосферу Земли, в результате чего радиоактивному загрязнению подверглись отдаленные районы Канады. Соединенные Штаты запустили только один спутник с ядерным реактором в 1965 году. Однако проекты по их применению в дальних космических полетах, пилотируемых исследованиях других планет или на постоянной лунной базе продолжают разрабатываться. Это обязательно будет газоохлаждаемый или жидкометаллический ядерный реактор, физические принципы работы которого обеспечат максимально высокую температуру, необходимую для минимизации размера радиатора. Кроме того, реактор для космической техники должен быть максимально компактным, чтобы свести к минимуму количество материала, используемого для экранирования, и для уменьшения веса во время старта и космического полета. Запас топлива обеспечит работу реактора на весь период космического полета.