Лекция 14. Ядерные реакторы

Ядерный реактор на тепловых нейтронах.

Цепная реакция деления основной процесс, идущий в ядерных реакторах. Объем, занимаемый ядерным топливом (ураном) и замедлителем, называется активной зоной реактора. Для замедления нейтронов используются Н20, D20 (тяжелая вода), графит, ВеО и ряд других веществ. Если активная зона реактора содержит замедлитель, то основная часть ядерных реакций происходит под действием тепловых нейтронов.

Реакторы на тепловых нейтронах бывают гомогенными и гетерогенными. В гомогенном реакторе ядерное топливо и замедлитель представляют собой однородную смесь (раствор или суспензию). В гетерогенном реакторе ядерное топливо в активной зоне располагается дискретно в виде вертикальных стержней (или элементов другой формы), называемых тепловыделяющими элементами (твэлами). Обычно твэлы образуют правильную решетку, а между ними располагается замедлитель. В гомогенном реакторе на природном уране цепная реакция не идет, так как в результате резонансного поглощения ураном нейтронов в активной зоне остается недостаточно тепловых нейтронов для ее поддержания. Напротив, при наличии достаточного количества замедлителя в гетерогенном реакторе реакция может идти и на природном уране. Это объясняется тем, что большая часть нейтронов, образующихся при делении, попадает из твэлов в замедлитель, а после замедления уже с тепловой энергией возвращается в твэлы, где вызывает новые деления.

Первый ядерный реактор был построен под руководством Э. Ферми в Чикаго в 1942 г. Эго был гетерогенный реактор, собранный из 45 т природного урана и 450 т графита. Его первоначальная мощность была 200 Вт. Позднее этот реактор был демонтирован и вновь собран в Лос-Аламосе, а его мощность была доведена до 100 кВт. Сходными параметрами (50 т урана и 500 т графи та) обладал и первый в Европе ядерный реактор, запущенный в 1946 г. в СССР под руководством И. В. Курчатова. Его стандартная мощность была 10 кВт.

Рассмотрим процессы рождения и исчезновения нейтронов в реакторе на тепловых нейтронах. Допустим, что в некоторый момент времени результате спонтанного деления в активной зоне реактора появилось N нейтронов первого поколения. Часть их будет захвачена ядрами урана и вызовет их деление с образованием N2 нейтронов второго поколения. Другая их часть может быть захвачена без деления ядрами урана или замедлителя или вылететь за пределы активной зоны. Для поддержания незатухающей цепной реакции необходимо, чтобы число нейтронов не уменьшалось при переходе от поколения к поколению. В связи с этим важнейшей величиной, характеризующей активную зону реактора, является коэффициент размножения нейтронов к, равный отношению числа нейтронов последующего поколения N_i+ к числу нейтронов предыдущего поколения JV,. Если к < 1, самоподдсрживающаяся реакция невозможна. При к = 1 скорость реакции не изменяется во времени. Если к > 1, число нейтронов и, следовательно, число делений возрастает с каждым поколением, появляются разветвления цепей деления.

Пусть в предельном случае, когда ядерный реактор состоит из одной только активной зоны, причем последняя бесконечно велика, коэффициент размножения нейтронов равен к_х. Очевидно, что к" характеризует только среду активной зоны, не имея никакого отношения к устройству реактора (так, если бы активная зона состояла только из ядерного топлива, то было бы к^ = //).

В реакторе конечного размера к < к* из-за потерь нейтронов в результате утечки их из системы. Чем меньше реактор, тем больше его отношение поверхности к объему и, следовательно, больше потери нейтронов. Для уменьшения утечки ней фонов активной зоне реактора придают сферическую или близкую к сферической форму (куба или цилиндра с высотой порядка диаметра). Для реакторов любого вида

где к — вероятность того, что ней фон не уйдет из активной зоны.¹ Величина к зависит не только от размеров и формы активной зоны, но и от ее состава, а также от среды, окружающей активную зону. Если такая среда состоит из легких атомов (графит, бериллий), она эффективно отражает нейтроны; в этом случае ее называют отражателем.

Размеры и массу активной зоны, а также вероятность к = 1 /Л*, когда цепная реакция становится самоподдерживающейся, называют критическими. Для чистого ²³⁵U критическая масса равна 48 кг, для ²³⁹Ри — около 17 кг.^[1][2]

Для реакторов на тепловых нейтронах справедливо соотношение.

извес тное как формула четырех сомножителей, в которой rj — число быстрых нейтронов, возникающих при захвате одного теплового нейфона, s — коэффициент размножения на быстрых нейтронах (отношение общего числа нейтронов деления к числу нейтронов, образовавшихся при делении только тепловыми нейтронами; величина е очень незначительно отличается от единицы), р — вероятность избежать резонансного захвата при замедлении,/- коэффициент теплового использования.

т.е. вероятность того, что тепловой нейтрон будет захвачен ядрами топлива (урана), а не замедлителя. В формуле (14.3) N_v и А^_зам — число ядер урана и замедлителя в активной зоне, и <�т_т, — соответствующие сечения захвата тепловых нейфонов. (При расчете коэффициента теплового использования необходимо учитывать захват нейтронов конструкционными материалами, примесями в уране и замедлителе и т. п.).

Разрез активной зоны гетерогенного ядерного реактора на тепловых нейфонах схематически представлен на рис. 14.1.

Рис. 14.1. Активная зона реактора на тепловых нейтронах:

1 — твэл; 2 — замедлитель; 3 — канал охлаждения; 4 — регулирующий стержень; 5 — отражатель нейтронов; 6 — биологическая защита В результате деления ядер в активной зоне выделяется энергия в виде тепла; количество этой энергии, выделяющееся в единицу времени, называют тепловой мощностью реактора. Отвод тепла из активной зоны осуществляется теплоносителем, путем прокачки его через каналы охлаждения. В качестве теплоносителя в реакторах на тепловых нейтронах может использоваться вода,^[3] водяной пар, воздух, азот, С0₂. В мощных реакторах, где активная зона прогревается до 300 °C, во избежание закипания воды приходится повышать давление в системе теплоотвода до 15−16 МПа.

Регулирование мощности реактора на тепловых нейтронах осуществляется дистанционно, с пульта управления, путем передвижения в активной зоне регулирующих стержней. Стержни изготавливаются из кадмия, карбида бора и других веществ, сильно поглощающих нейтроны. Поглощение нейтронов происходит, в основном, ядрами ¹⁰В и ^ll3Cd: сечения поглощения тепловых ней фонах на них равны 210⁴ и 410³ б, соответственно.²

При работе реактора из активной зоны, несмотря на использование отражателя, исходит мощный поток нейфонов. Излучается и поток у-квантов высокой энергии, возникающих при делении и Р-распадах. Чтобы оградить персонал реактора от воздействия излучения, необходима так называемая биологическая защита: свинец, бетон с железным наполнителем и соединениями бора и т. п.

• [1] Формула (14.1) сохраняет физический смысл для реактора любого типа, а также для атомной, илиядерной бомбы.
• [2] При использовании отражателей нейтронов критические массы *"U и 2i9Pu могут быть уменьшеныдо 0,8 и 0.5 кг соответственно.
• [3] Если обычная или тяжелая вода используется в реакторе в качестве замедлителя, она одновременноявляется и теплоносителем.: В реакторах с водным замедлителем для регулирования мощности используется также варьированиеконцентрации борной кислоты в замедлителе (борноерегулирование).