Ядерный реактор

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 П. В.
КУРчАТОВА. СОСТАВНЫМИ чАСТяМИ ЛЮБОГО яДЕРНОГО РЕАКТОРА яВЛяЮТСя: АКТИВНАя
ЛОНА С яДЕРНЫМ ТОПЛИВОМ, ОБЫчНО ОКРУЖёННАя ОТРАЖАТЕЛЕМ НЕЙТРОНОВ,
ТЕПЛОНОСИТЕЛЬ, СИСТЕМА РЕГУЛИРОВАНИя ЦЕПНОЙ РЕАКЦИИ, РАДИАН, ЗАЩИТА,
СИСТЕМА ДИСТАНЦИОННОГО УПРАВЛЕНИя. ОСНОВНОЙ ХАРАКТЕРИСТИКОЙ яДЕРНОГО
РЕАКТОРА яВЛяЕТСя ЕГО МОЩНОСТЬ. МОЩНОСТЬ В 1 МВТ СООТВЕТСТВУЕТ ЦЕПНОЙ
РЕАКЦИИ, В КОТОРОЙ ПРОИСХОДИТ 3*1016 АКТОВ ДЕЛЕНИя В 1 СЕК.

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

( = (Кэф - 1)/Кэф.

Если Кэф > 1, то цепная реакция нарастает во времени, ядерный реактор находится в надкритичном состоянии и его реактивность ? > 0; если Кэф < 1, то реакция затухает, реактор - подкритичен, р < 0; при Кэф = 1, р = 0 реактор находится в критическом состоянии, идёт стационарный процесс и число делений постоянно во времени. Для инициирования цепной реакции при пуске ядерного реактора 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 Кэф > 1.

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

По конструкции ядерные реакторы делятся на гетерогенные 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 представляют однородную смесь (раствор или суспензия). Блоки с ядерным топливом в гетерогенном ядерном реакторе, называются тепловыделяющими элементами (ТВЭЛ'ами), образуют правильную решётку; объём, приходящийся на один ТВЭЛ, называют ячейкой. По характеру использования Ядерный реактор делятся на энергетические реакторы и исследовательские реакторы. Часто один ядерный реактор выполняет несколько функций.

Выгорание и воспроизводство ядерного топлива.

В процессе работы ядерного реактора происходит изменение состава топлива, связанное с накоплением в нём осколков деления и с образованием трансурановых элементов, главным образом изотопов Pu. Влияние осколков деления на реактивность ядерного реактора называют 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 T1/2= 9,2 ч, выход при делении 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 промежуточного изотопа 135I приводят к двум важным явлениям:

к увеличению концентрации 135Хе и, следовательно, к уменьшению реактивности ядерного реактора 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 Кэф, вызванное отравлением

135Хе.

Из-за отравления могут происходить пространственно- временные колебания нейтронного потока Ф, а значит — и мощности ядерного реактора. Эти колебания возникают при Ф> 1013 нейтрон/см2*сек и больших размерах ядерного реактора. Периоды колебаний ~ 10 ч.

Выгорание ядерного топлива характеризуют суммарной энергией, выделившейся в ядерном реакторе на 1 т топлива. Для ядерных реакторов работающих на естественном уране, максимальное выгорание ~ 10 Гвт*сут/т
(тяжеловодные ядерные реакторы). В ядерных реакторах со слабо обогащённым ураном (2 - 3% 235U) достигается выгорание ~ 20—30 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.