Ядерний реактор

Ядерний реактор

ЯДЕРНИЙ РЕАКТОР, ПРИСТРІЙ, У ЯКОМУ ОСУЩЕСТВЛяЕТСя УПРАВЛяЕМАя яДЕРНАя ЦЕПНАя РЕАКЦИя, СОПРОВОЖДАЮЩАяСя ВИДІЛЕННЯМ ЕНЕРГІЇ. ПЕРШИЙ яДЕРНИЙ РЕАКТОР ПОБУДОВАНИЙ У ГРУДНІ 1942 У ПІД КЕРІВНИЦТВОМ Еге. ФЕРМИ. У ЄВРОПІ ПЕРШИЙ яДЕРНИЙ РЕАКТОР ПУЩЕНИЙ У ГРУДНІ 1946 У МОСКВІ ПІД КЕРІВНИЦТВОМ П. У. КУРчАТОВА. СКЛАДОВИМИ чАСТяМИ БУДЬ-ЯКОГО яДЕРНОГО РЕАКТОРА яВЛяЮТСя: АКТИВНАя ЛОНА З яДЕРНИМ ПАЛИВОМ, ОБЫчНО ОКРУЖёННАя ВІДБИВАЧЕМ НЕЙТРОНІВ, ТЕПЛОНОСІЙ, СИСТЕМА РЕГУЛИРОВАНИя ЛАНЦЮГОВОЇ РЕАКЦІЇ, РАДІАН, ЗАХИСТ, СИСТЕМА ДИСТАНЦІЙНОГО УПРАВЛЕНИя. НОВИЙ ХАРАКТЕРИСТИКОЮ яДЕРНОГО РЕАКТОРА яВЛяЕТСя ЙОГО ПОТУЖНІСТЬ. ПОТУЖНІСТЬ У 1 МВТ ВІДПОВІДАЄ ЛАНЦЮГОВОЇ РЕАКЦІЇ, У ЯКОЮ ВІДБУВАЄТЬСЯ 3*1016 АКТОВ ДЕЛЕНИя У 1 СЕК.

У активної зоні ядерного реактора перебуває ядерного палива, протікає ланцюгова реакція ядерного ділення клітин і виділяється енергія. Стан ядерного реактора характеризується ефективним коефіцієнтом Кэф розмноження нейтронів чи реактивністю (:

(= (Кэф — 1)/Кэф.

Якщо Кэф > 1, то ланцюгова реакція наростає у часі, ядерний реактор перебуває у надкритичном безпечному стані і його реактивність? > 0; якщо Кэф < 1, то реакція загасає, реактор — подкритичен, р < 0; при Кэф = 1, р = 0 реактор перебуває у критичний фінансовий стан, йде стаціонарний процес і число ділень постійно у часі. Для ініціювання ланцюгову реакцію при пуск ядерного реактора в активну зону зазвичай вносять джерело нейтронів (суміш Ra і Be, 252Cf та інших.), хоча й необов’язково, т. до. спонтанне розподіл ядер урану і космічні промені дають достатню кількість початкових нейтронів у розвиток ланцюгову реакцію при Кэф > 1.

Як делящегося речовини переважно Ядерний реактор застосовують 235U. Якщо активна зона, крім палива (природний чи збагачений уран), містить уповільнювач нейтронів (графіт, вода та інших. речовини, містять легені ядра), то переважна більшість ділень відбувається під впливом теплових нейтронів (теплової реактор). У ядерному реакторі на теплових нейтронах можна використовувати природний уран, не збагачений 235U (такими були перші ядерні реактори). Якщо уповільнювача в активної зоні немає, то переважна більшість розподілі викликається швидкими нейтронами з енергією? > 10 кэв (швидкий реактор). Можливі також реактори на проміжних нейтронах з енергією 1 — 1000 эв.

По конструкції ядерні реактори діляться на гетерогенні реактори, в яких ядерного палива розподілено в активної зоні дискретно як блоків, між якими уповільнювач нейтронів; і гомогенні, реактори, у яких ядерного палива і уповільнювач представляють однорідну суміш (розчин чи суспензія). Блоки з ядерною паливом в гетерогенном ядерному реакторі, називаються тепловыделяющими елементами (ТВЕЛ «амі), утворюють правильну грати; обсяг, що припадає однією ТВЕЛ, називають осередком. За характером використання Ядерний реактор діляться на енергетичні реактори і дослідницькі реактори. Часто один ядерний реактор виконує кілька функций.

Вигоряння і відтворення ядерного топлива.

У процесі роботи ядерного реактора відбувається зміна складу палива, пов’язане з накопиченням у ньому осколків ділення клітин і із заснуванням трансуранових елементів, переважно ізотопів Pu. Вплив осколків розподілу на реактивність ядерного реактора називають отруєнням (для радіоактивних осколків) і зашлаковыванием (для стабільних). Отруєння зумовлено переважно 135Xe, який має найбільшу перерізом поглинання нейтронів (2,6*106 барн). Період його піврозпаду T½= 9,2 год, вихід під час ділення становить 6−7%. Більшість 135Хе утворюється в результаті розпаду 135I (T½ = 6,8 год). При отруєння Кэф змінюється на 1- 3%. Велике перетин поглинання 135Xe та наявність проміжного ізотопу 135I призводять до двом важливим явлениям:

до підвищення концентрації 135Хе і, отже, до зменшення реактивності ядерного реактора саме його зупинки чи зниження потужності («йодна яма»). Це змушує мати додатковий запас реактивності органів регулювання або унеможливлює короткочасні зупинки коливання потужності. Глибина і тривалість йодної ями залежить від потоку нейтронів Ф: при Ф = 5*1013 нейтрон/см2*сек тривалість йодної ями ~ 30 год, а глибина вдвічі перевершує стаціонарне зміна Кэф, викликане отравлением.

135Хе.

Через отруєння можуть відбуватися просторовотимчасові коливання нейтронного потоку Ф, отже — і ядерного реактора. Ці вагання виникають при Ф> 1013 нейтрон/см2*сек і великих обсягах ядерного реактора. Періоди коливань ~ 10 ч.

Вигоряння палива характеризують сумарною енергією, выделившейся в ядерному реакторі на 1 т палива. Для ядерних реакторів працівників природному урані, максимальне вигоряння ~ 10 Гвт*сут/т (тяжеловодные ядерні реактори). У ядерні реактори зі слабко збагаченим ураном (2 — 3% 235U) досягається вигоряння ~ 20—30 Гвт*cyт/т. У ядерному реакторі на швидких нейтронах — до 100 Гвт*сут/т. Вигоряння 1 Гвт*сут/т відповідає сгоранию 0,1% ядерного топлива.

Управління ядерного реактора.

Для регулювання ядерного реактора важливо, що коли частина нейтронів при розподілі вилітає з уламків з запізненням. Частка таких запаздывающих нейтронів невелика (0.68% для 235U, 0,22% для 239Pu). Час запізнювання Тзап від 0,2 до 55 сік. Якщо (Кэф — 1) ((3/(0, то число ділень в ядерному реакторі росте (Кэф > 1) чи падає (Кэф < 1), з характерним часом ~ Tз. Без запаздывающих нейтронів ці часи було б кілька порядків менше, що дуже ускладнило б управління ядерним реактором.

Для управління ядерного реактора служить систему управління та питаннями захисту (СУЗ). Органи СУЗ діляться на: аварійні, які зменшують реактивність (що запроваджують в ядерний реактор негативну реактивність) у разі аварійних сигналів; автоматичні регулятори, підтримують постійним нейтронний потік Ф (отже — і потужність); компенсуючі (компенсація отруєння, вигоряння, температурних ефектів). Найчастіше це стрижні, запроваджувані в активну зону ядерного реактора (зверху або знизу) з речовин, сильно поглинаючих нейтрони (Cd, B та інших.). Їх рух управляється механізмами, срабатывающими за сигналом приладів, чутливих до величині нейтронного потоку. Для компенсації вигоряння можна використовувати выгорающие поглиначі, ефективність яких убуває під час захоплення ними нейтронів (Cd, У, рідкісноземельні елементи), чи розчини яка поглинає речовини в замедлителе. Стабільності роботи ядерного реактора сприяє негативний температурний коефіцієнт реактивності (зі зростанням температури (зменшується). Якщо це коефіцієнт позитивний, то робота органів СУЗ істотно усложняется.

Ядерний реактор оснащується системою приладів, які інформують оператора про стані ядерного реактора: про потоці нейтронів у різних точках активної зони, витратах і температурі теплоносія, рівні іонізуючого випромінювання в різних частинах ядерного реактори й в допоміжних приміщеннях, про становищі органів СУЗ та інших. Інформація, отримувана з цих приладів, вступає у ЕОМ, яка може або видавати її оператору в обработанном вигляді (функції обліку), або виходячи з математичного опрацювання. Цією інформації видавати рекомендації оператору про необхідні зміни в режимі роботи ядерного реактора (машина — порадник), або, нарешті, здійснювати управління ядерного реактора й без участі оператора (управляюча машина).

Класифікація ядерних реакторов.

За призначенням і ядерні реактори діляться сталася на кілька групп:

1) експериментальний реактор (критична складання), готовий до вивчення різних фізичних величин, значення котрих необхідно для проектування й експлуатації ядерних реакторів: потужність таких ядерних реакторів вбирається у кількох квт:

2) дослідницькі реактори, у яких потоки нейтронів і (-квантів, які генеруються в активної зоні, йдуть на досліджень у сфері ядерної фізики, фізики твердого тіла, радіаційну хімію, біології, для випробування матеріалів, виділені на роботи у інтенсивних нейтронних потоках (в т. год. деталей ядерного реактора), для ізотопів. Потужність дослідницького ядерного реактора не перевершує 100 Мвт: выделяющаяся енергія, зазвичай, немає. До дослідницьким ядерним реакторів належить імпульсний реактор:

3) ізотопні ядерні реактори, у яких потоки нейтронів використовуються щоб одержати ізотопів, в т. год. Pu і ДТ для військових целей;

4) енергетичні ядерні реактори, у яких енергія, выделяющаяся при розподілі ядер, використовується розробки електроенергії, теплофикации, опріснення морської води, у силових установках на кораблях тощо. буд. Потужність (теплова) сучасного енергетичного ядерного реактора сягає 3−5 Гвт.

Ядерні реактори можуть різнитися також із виду палива (природний уран, слабко збагачений, чистий ділиться ізотоп), з його хімічним складом (металевий U, UO2, UC тощо. буд.), з вигляду теплоносія (Н2О, газ, D2O, органічні рідини, розплавлений метал), у зв’язку зі уповільнювача (З, Н2О, D2O, Be, BeO. гидриды металів, без уповільнювача). Найпоширеніші гетерогенні Ядерний реактор на теплових нейтронах з сповільнювачами — Н2О, З, D2O і теплоносителями — Н2О, газ, D2O.