нижнее белье для полных
მედიცინის კვლევები

   Велика Радянська Енциклопедія

Ядерний реактор

   
 

Ядерний реактор , пристрій, в якому здійснюється керована ядерна ланцюгова реакція , що супроводжується виділенням енергії. Перший Я. р. побудований в грудні 1942 в США під керівництвом Е. Фермі . У Європі перші Я. р.. пущений в грудні 1946 в Москві під керівництвом І. В. Курчатова . До 1978 в світі працювало вже близько тисячі Я. р.. різних типів. Складовими частинами будь-якого Я. р.. є: активна зона с ядерним паливом , зазвичай оточена відбивачем нейтронів, теплоносій , система регулювання ланцюгової реакції, радіаційний захист, система дистанційного керування ( рис. 1 ). Основною характеристикою Я. р.. є його потужність. Потужність в 1 Мет відповідає ланцюгової реакції, в якій відбувається 3Ї10 16 актів ділення в 1 сек.

В активній зоні Я. р.. знаходиться ядерне паливо, протікає ланцюгова реакція ядерного ділення і виділяється енергія. Стан Я. р. характеризується ефективним коефіцієнтом Кеф розмноження нейтронів або реактивністю r:

r = (К ? - 1) / К еф . (1)

Якщо К еф > 1, то ланцюгова реакція наростає в часі, Я. р. знаходиться в надкритичному стані і його реактивність r > 0; якщо К еф <1 , то реакція затухає, реактор - подкрітічен, r <0; при К?= 1, r = 0 реактор знаходиться в критичному стані, йде стаціонарний процес і число ділень постійно в часі. Для ініціювання ланцюгової реакції при пуску Я. р.. в активну зону зазвичай вносять джерело нейтронів (суміш Ra і Be, 252 Cf та ін), хоча це й не обов'язково, т. к. спонтанне ділення ядер урану і космічні промені дають достатнє число початкових нейтронів для розвитку ланцюгової реакції при К еф > 1.

Як ділиться речовини в більшості Я. р.. застосовують 235 U. Якщо активна зона, крім ядерного палива (природний або збагачений уран), містить сповільнювач нейтронів (графіт, вода та інші речовини, що містять легкі ядра, см. Уповільнення нейтронів ), то основна частина ділень відбувається під дією теплових нейтронів ( теплової реактор ). В Я. р.. на теплових нейтронах може бути використаний природний уран, що не збагачений 235 U (такими були перші Я. р..). Якщо сповільнювача в активній зоні немає, то основна частина ділень викликається швидкими нейтронами з енергією x n> 10 кев ( швидкий реактор ). Можливі також реактори на проміжних нейтронах з енергією 1-1000 ев.

По конструкції Я. р.. діляться на гетерогенні реактори , в яких ядерне паливо розподілено в активній зоні дискретно у вигляді блоків, між якими знаходиться сповільнювач нейтронів ( рис. 2 ), і гомогенні реактори , в яких ядерне паливо і сповільнювач представляють однорідну суміш (розчин або суспензія ). Блоки з ядерним паливом в гетерогенному Я. р.., Називаються тепловидільними елементами (ТВЕЛ'амі), утворюють правильну грати; об'єм, що доводиться на один ТВЕЛ, називається осередком. За характером використання Я. р.. діляться на енергетичні реактори і дослідницькі реактори . Часто один Я. р.. виконує кілька функцій (див. Двоцільовий реактор ).

Умова критичності Я. р.. має вигляд:

К еф = К ?? Р = 1 , (1)

де 1 - Р - ймовірність виходу (витоку) нейтронів з активної зони Я. р.., К? - коефіцієнт розмноження нейтронів в активній зоні нескінченно великих розмірів, визначається для теплових Я. р.. так званої "формулою 4 співмножників ":

К? = neju. (2)

Тут n - середнє число вторинних (швидких) нейтронів, що виникають при розподілі ядра 235 U тепловими нейтронами, e - коефіцієнт розмноження на швидких нейтронах (збільшення числа нейтронів за рахунок поділу ядер, головним чином ядер 238 U, швидкими нейтронами); j - імовірність того, що нейтрон не захопили ядром 238 U в процесі уповільнення, u - ймовірність того, що тепловий нейтрон викличе ділення. Часто користуються величиною h = n / (l + a), де a - відношення перетину радіаційного захоплення s р до перетину ділення s д.

Умова (1) визначає розміри Я. р.. Наприклад, для Я. р.. з природного урану і графіту n = 2,4. e "1,03, eju" 0,44, звідки К? = 1,08. Це означає, що для К?> 1 необхідно Р <0,93, що відповідає (як показує теорія Я. р..) розмірами активної зони Я. р.. ~ 5-10 м. Обсяг сучасного енергетичного Я. р.. досягає сотень м3 і визначається головним чином можливостями теплос'ема, а не умовами критичності. Обсяг активної зони Я. р.. у критичному стані називається критичним обсягом Я. р., а маса речовини - критичною масою. Найменшою критичною масою володіють Я. р.. з паливом у вигляді розчинів солей чистих діляться ізотопів у воді і з водяним відбивачем нейтронів. Для 235 U ця маса дорівнює 0,8 кг , для 239 Pu - 0,5 кг. Найменшою критичною масою володіє 251 Cf (теоретично 10 г). Критичні параметри графітового Я. р.. з природним ураном: маса урану 45 т, обсяг графіту 450 м3. Для зменшення витоку нейтронів активній зоні надають сферичну або близьку до сферичної форму, наприклад циліндр з висотою порядку діаметру або куб (найменше відношення поверхні до об'єму).

Величина n відома для теплових нейтронів з точністю 0,3% (табл. 1). При збільшенні енергії x n нейтрона, що викликав поділ, n зростає за законом: n = n t + 0,15 x n (x n в МеВ ), де n t відповідає поділу тепловими нейтронами.

Табл. 1. - Величини n і h) для теплових нейтронів (за даними на 1977)

233 U

235 U

239 Pu

241 Pu

n 2,479

2,416

2,862

2,924

h 2,283

2,071

2,106

2,155

Величина (e-1) зазвичай становить лише кілька%, проте роль розмноження на швидких нейтронах істотна, оскільки для великих Я. р. (К ?? - 1) << 1 (графітові Я. р.. З природним ураном, в яких вперше була здійснена ланцюгова реакція, неможливо було б створити, якщо б не існувало поділу на швидких нейтронах).

Максимально можливе значення J досягається в Я. р.., який містить тільки діляться ядра. Енергетичні Я. р.. використовують слабо збагачений уран (концентрація 235 U ~ 3-5%), і ядра 238 U поглинають помітну частину нейтронів. Так, для природної суміші ізотопів урану максимальне значення nJ = 1,32. Поглинання нейтронів в сповільнювачі і конструкційних матеріалах зазвичай не перевершує 5-20% від поглинання всіма ізотопами ядерного палива. З сповільнювачів найменшим поглинанням нейтронів володіє важка вода, з конструкційних матеріалів - Al і Zr.

Ймовірність резонансного захоплення нейтронів ядрами 238 U в процесі уповільнення (1-j) істотно знижується в гетерогенних Я. р.. Зменшення (1 - j) пов'язане з тим, що число нейтронів з енергією, близькою до резонансної, різко зменшується усередині блоку палива і в резонансному поглинанні бере участь тільки зовнішній шар блоку. Гетерогенна структура Я. р.. дозволяє здійснити ланцюговий процес на природному урані. Вона зменшує величину Про, проте цей програш в реактивності істотно менше, ніж виграш через зменшення резонансного поглинання.

Для розрахунку теплових Я. р.. необхідно визначити спектр теплових нейтронів. Якщо поглинання нейтронів дуже слабке і нейтрон встигає багато раз зіткнутися з ядрами сповільнювача до поглинання, то між замедляющей середовищем і нейтронним газом встановлюється термодинамічна рівновага (термалізації нейтронів), і спектр теплових нейтронів описується Максвелла розподілом . Насправді поглинання нейтронів в активній зоні Я. р.. досить велике. Це призводить до відхилення від розподілу Максвелла - середня енергія нейтронів більше середньої енергії молекул середовища. На процес термалізації впливають руху ядер, хімічні зв'язки атомів і ін

? Вигорання і відтворення ядерного палива . У процесі роботи Я. р.. відбувається зміна складу палива, пов'язане з накопиченням в ньому осколків розподілу (див. Ядра атомного ділення ) і з утворенням трансуранових елементів , головним чином ізотопів Pu. Вплив осколків розподілу на реактивність Я. р.. називається отруєнням (для радіоактивних осколків) і зашлаковиваніе (для стабільних). Отруєння обумовлене головним чином 135 Xe який володіє найбільшим перетином поглинання нейтронів (2,6 Ї10 6 барн ). Період його напіврозпаду T 1/2 = 9,2 год, вихід при діленні складає 6-7%. Основна частина 135 Xe утворюється в результаті розпаду 135 ] ( Тц = 6,8 ч). При отруєнні Кеф змінюється на 1-3%. Велике перетин поглинання 135 Xe і наявність проміжного ізотопу 135 I приводять до двох важливих явищ: 1) до збільшення концентрації 135 Xe і, отже, до зменшення реактивності Я. р.. після його зупинки або зниження потужності ("йодна яма"). Це змушує мати додатковий запас реактивності в органах регулювання або робить неможливим короткочасні зупинки і коливання потужності. Глибина і тривалість йодної ями залежать від потоку нейтронів Ф: при Ф = 5Ї10 13 нейтрон / см 2 ? сек тривалість йодної ями ~ 30 ч, а глибина в 2 рази перевершує стаціонарне зміна К еф , викликане отруєнням 135 Xe. 2) Через отруєння можуть відбуватися просторово-часові коливання нейтронного потоку Ф, а значить - і потужності Я. р.. Ці коливання виникають при Ф> 10 13 нейтронів / см 2 ? сек і великих розмірах Я. р.. Періоди коливань ~ 10 ч.

Число різних стабільних осколків, що виникають при поділі ядер, велике. Розрізняють осколки з великими і малими перетинами поглинання в порівнянні з перетином поглинання ізотопу, що ділиться. Концентрація перших досягає насичення протягом декількох перших діб роботи Я. р.. (Головним чином 149 Sm, що змінює К еф на 1%). Концентрація других і що вноситься ними негативна реактивність зростають лінійно в часі.

Освіта трансуранових елементів в Я. р.. відбувається за схемами:

Тут з означає захват нейтрона, число під стрілкою - період напіврозпаду.

Накопичення 239 Pu (ядерного пального) на початку роботи Я. р.. відбувається лінійно в часі, причому тим швидше (при фіксованому вигорянні 235 U), чим менше збагачення урану. Потім концентрація 239 Pu прагне до постійної величини, яка не залежить від ступеня збагачення, а визначається відношенням перетинів захвату нейтронів 238 U і 239 Pu . Характерне час встановлення рівноважної концентрації 239 Pu ~ 3 / Ф років (Ф в од. 10 13 нейтронів / см 2 ? сек). Ізотопи 240 Pu, 241 Pu досягають рівноважної концентрації тільки при повторному спалюванні пального в Я. р.. після регенерації ядерного палива.

Вигорання ядерного палива характеризують сумарною енергією, що виділилася в Я. р.. на 1 т палива. Для Я. р.., Що працюють на природному урані, максимальне вигоряння ~ 10 Гвт ? сут / т (важко-водні Я. р..). У Я. р.. зі слабо збагаченим ураном (2-3% 235 U) досягається вигорання ~ 20-30 Гвт-сут / т. В Я. р.. на швидких нейтронах - до 100 Гвт-сут / т. Вигорання 1 Гвт-сут / т відповідає згорянню 0,1% ядерного палива.

При вигорянні ядерного палива реактивність Я. р.. зменшується (у Я. р.. на природному урані при малих вигоряння відбувається деяке зростання реактивності). Заміна вигорілого палива може вироблятися відразу зі всієї активної зони або поступово по ТВЕЛ'ам так, щоб в активній зоні знаходилися ТВЕЛ'и різного віку - режим безперервного перевантаження (можливі проміжні варіанти). У першому випадку Я. р.. зі свіжим паливом має надлишкову реактивність, яку необхідно компенсувати. У другому випадку така компенсація потрібна тільки при спочатку з запуску, до виходу в режим безперервного перевантаження. Безперервна перевантаження дозволяє збільшити глибину вигорання, оскільки реактивність Я. р.. визначається середніми концентраціями нуклідів (вивантажуються ТВЕЛ'и з мінімальною концентрацією нуклідів). У табл. 2 наведено склад извлекаемого ядерного палива (у кг ) в водо-водяному реакторі потужністю 3 Гвт. Вивантажується одночасно вся активна зона після роботи Я. р.. протягом 3 років і "витримки" 3 років (Ф = 3 ? 10 13 нейтрон / см 2 ? сек). Початковий склад: 238 U - 77 350, 235 U - 2630, 234 U - 20.

Табл. 2. - Склад вивантажуваного палива, важкі ізотопи 0,2

Осколки U

2821

(в т. ч. відділення U

235

U-1585) Загальна маса завантаженого палива на 3

кг

 перевершує масу вивантаженого (виділилася енергія "важить" 3U

кг

Після зупинки Я. р.. в паливі продовжується виділення енергії спочатку головним чином за рахунок поділу запізнілими нейтронами, а потім, через 1-2хв

 головним чином

 за рахунок b-і g-випромінюванні осколків розподілу і трансуранових елементів. Якщо до зупинки Я. р.. працював досить довго, то через 2хв

 після зупинки виділення енергії (в частках енерговиділення до зупинки) 3%, через 1

ч -1%, через добу - 0,4%, через рік - 0,05%.

Коефіцієнтом конверсії

 називається відношення кількості діляться ізотопів Pu, що утворилися в Я. р.., до кількості вигорілого235

U. Табл. 2 дає

 0,25. Величина збільшується при зменшенні збагачення і вигорання. Так, для важководного Я. р. на природному урані, при вигорянні 10

 Гвт

сут / т K = 0.55, а при дуже малих вигорання (у цьому випадку

 називається початковим плутонієвим коефіцієнтом)

 0,8. Якщо Я. р.. спалює і виробляє одні й ті ж ізотопи (реактор-розмножувач), то відношення швидкості відтворення до швидкості вигорання називається коефіцієнтом відтворенняU

. У Я. р.. на теплових нейтронах

Кв <1, А для Я. р.. на швидких нейтронах

8

може досягати 1,4-1,5. Зростання для Я. р.. на швидких нейтронах пояснюється головним чином тим, що для швидких нейтронів g зростає, a а падає (особливо для

2

239

Pu, см.

Реактор-розмножувач

Управління Я. р..

 Для регулювання Я. р.. важливо, що частина нейтронів при розподілі вилітає з осколків з запізненням. Частка таких запізнілих нейтронів невелика (0,68% для 235U, 0,22% для

239 Pu; в табл. 1 n - сума числа миттєвих нейтронів n і запізнілих n  нейтронів). Час запізнювання Т). зап  від 0,2 до 55,сек.Якщо ( еф 1) ? n / N , То число поділок в Я. р.. зростає (

еф Kk 1) або падає ( еф <1), з характерним часом ~ Т KK =. Без запізнілих нейтронів ці часи були б на кілька порядків менше, що сильно ускладнило б управління Я. р.. KKДля управління Я. р.. служить система управління і захисту (СУЗ). Органи СУЗ діляться на: аварійні, зменшують реактивність (що вводять в Я. р.. Негативну реактивність) при появі аварійних сигналів; автоматичні регулятори, які підтримують постійним нейтронний потік Ф (а значить - і потужність); компенсуючі (компенсація отруєння, вигорання, температурних ефектів). У більшості випадків це стрижні, що вводяться в активну зону Я. р.. (Зверху чи знизу) з речовин, сильно поглинаючих нейтрони (Cd, В та ін.) Їх рух управляється механізмами, що спрацьовують по сигналу приладів, чутливих до величини нейтронного потоку. Для компенсації вигоряння можуть використовуватися вигоряючі поглиначі, ефективність яких убуває при захопленні ними нейтронів (Cd, В,рідкоземельні елементи ? ), Або розчини поглинаючої речовини в сповільнювачі. Стабільності роботи Я. р.. сприяє негативний температурний коефіцієнт реактивності (із зростанням температури r зменшується). Якщо цей коефіцієнт позитивний, то робота органів СУЗ істотно ускладнюється.KЯ. р.. оснащується системою приладів, які інформують оператора про стан Я. р.: про потік нейтронів в різних точках активної зони, витраті і температурі теплоносія, рівні KKіонізуючого випромінювання KK = в різних частинах Я. р. і в допоміжних приміщеннях, про становище органів СУЗ та ін Інформація, що отримується з цих приладів, надходить в ЕОМ, яка може або видавати її оператору в обробленому вигляді (функції обліку), або на підставі математичної обробки цієї інформації видавати рекомендації оператору про необхідні зміни в режимі роботи Я. р.. (Машина-порадник), або, нарешті, здійснювати управління Я. р.. в певних межах без участі оператора (керуюча машина). КвКласифікація Я. р..  За призначенням і потужності Я. р.. діляться на кілька груп: 1)експериментальний реактор Кв  (Критична збірка), призначений для вивчення різних фізичних величин, значення яких необхідно для проектування та експлуатації Я. р..; Потужність таких Я. р.. не перевищує кілька Квквт ' , 2) дослідницькі реактори, в яких потоки нейтронів і g-квантів, що генеруються в активній зоні, використовуються для досліджень в області ядерної фізики, фізики твердого тіла, радіаційної хімії, біології, для випробування матеріалів, призначених для роботи в інтенсивних нейтронних потоках (у т. ч. деталей Я. р..), для виробництва ізотопів. Потужність дослідницького Я. р.. не перевищує 100Мвт;  виділяється енергія, як правило, не використовується. До дослідним Я. р. відноситься).

імпульсний реактор ', 3) ізотопні Я. р.., В яких потоки нейтронів використовуються для отримання ізотопів, у тому числі Pu і H для військових цілей (див.Ядерна зброя  4) енергетичні Я. р.., В яких енергія, що виділяється при поділі ядер, використовується для вироблення електроенергії, теплофікації, опріснення морської води, в силових установках на кораблях і т. д. Потужність (теплова) сучасного енергетичного Я. р.. досягає 3-5Гвт0 (Див.3Ядерна енергетикаАтомна електростанція). Я. р.. можуть розрізнятися також по виду ядерного палива (природний уран, слабо збагачений, чистий ділиться ізотоп), за його хімічним складом (металевий U, UOК, UC і т. д.), по виду теплоносія (H -O, газ, D3O, органічні рідини, розплавлений метал), за родом сповільнювача (С, H0O, DКO, Be, BeO, гідриди металів, без сповільнювача). Найбільш поширені гетерогенні Я. р.. на теплових нейтронах з сповільнювачами - H >О, С, DКО і теплоносіями - HO, газ, D3O. У найближчі десятиліття будуть інтенсивно розвиватися швидкі реактори. У них "спалюється"

238 U, що дозволяє краще використовувати ядерне паливо (в десятки разів) в порівнянні з тепловими Я. р.. Це істотно збільшує ресурси ядерної енергетики.Літ.:

 Вейнберг А., Вігнер Е., Фізична теорія ядерних реакторів, пров. з англ., М., 1961; Крамерів А. Я., Шевельов Я. В., Інженерні розрахунки ядерних реакторів, М., 1964; Бать Г. А., Коченов А. С., Кабанов Л. Г., Дослідницькі ядерні реактори, М., 1972; Белл Д., Глесстон С., Теорія ядерних реакторів, пров. з англ., М., 1974; Гончаров В. В., 30-річчя першого радянського ядерного реактора, "Атомна енергія", 1977, т, 42, ст. 2. А. Д. Галанін. в различных частях Я. р. 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 Я. р. (машина-советчик), либо, наконец, осуществлять управление Я. р. в определённых пределах без участия оператора (управляющая машина).

Классификация Я. р. По назначению и мощности Я. р. делятся на несколько групп: 1) экспериментальный реактор (критическая сборка), предназначенный для изучения различных физических величин, значение которых необходимо для проектирования и эксплуатации Я. р.; мощность таких Я. р. 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 Я. р.), для производства изотопов. Мощность исследовательского Я. р. не превосходит 100 Мвт; выделяющаяся энергия, как правило, не используется. К исследовательским Я. р. относится импульсный реактор', 3) изотопные Я. р., в которых потоки нейтронов используются для получения изотопов, в том числе Pu и 3H для военных целей (см. Ядерное оружие); 4) энергетические Я. р., 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 Я. р. достигает 3-5 Гвт (см. Ядерная энергетика. Атомная электростанция).

Я. р. 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 Я. р. 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 Я. р. 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.





Виберіть першу букву в назві статті:

а б в г д е ё ж з и й к л м н о п р с т у ф х ц ч ш щ ы э ю я

Повний політерний каталог статей


 

Алфавітний каталог статей

  а б в г д е ё ж з и й к л м н о п р с т у ф х ц ч ш щ ы э ю я
 


 
енциклопедія  біляші  морс  шашлик  качка