Цепная ядерная реакция в реакторе может осуществляться только при
определенном количестве делящихся ядер, которые могут, делиться при любой
энергии нейтронов. Из делящихся материалов важнейшим является изотоп 235U,
доля которого в естественном уране составляет всего 0,714 %.
Хотя 238U и делится нейтронами, энергия которых превышает 1,2 МэВ, однако
само поддерживающаяся цепная реакция на быстрых нейтронах в естественном
уране не возможна из-за высокой вероятности не упругого взаимодействия ядер
238U с быстрыми нейтронами. При этом энергия нейтронов становится ниже
пороговой энергии деления ядер 238U.
Использование замедлителя приводит к уменьшению резонансного поглощения в
238U, так как нейтрон может пройти область резонансных энергий в результате
столкновения с ядрами замедлителя и поглотиться ядрами 235U, 239Pu, 233U,
сечение деления которых существенно увеличивается с уменьшением энергии
нейтронов. В качестве замедлителей используют материалы с малым массовым
числом и небольшим сечением поглощения (вода, графит, бериллий и др.).
Для характеристики цепной реакции деления используется величина, называемая
коэффициентом размножения К. Это отношение числа нейтронов определенного
поколения к числу нейтронов предыдущего поколения. Для стационарной цепной
реакции деления К=1. Размножающаяся система (реактор), в которой К=1,
называется критической. Если К >1, число нейтронов в системе увеличивается,
и она в этом случае называется над критической. При К < 1 происходит
уменьшение числа нейтронов, и система называется под критической. В
стационарном состоянии реактора число вновь образующихся нейтронов равно
числу нейтронов, покидающих реактор (нейтроны утечки) и поглощающихся в его
пределах. В критическом реакторе присутствуют нейтроны всех энергий. Они
образуют так называемый энергетический спектр нейтронов, который
характеризует число нейтронов различных энергий в единице объема в любой
точке реактора. Средняя энергия спектра нейтронов определяется долей
замедлителя, делящихся ядер (ядра горючего) и других материалов, которые
входят в состав активной зоны реактора. Если большая часть делений
происходит при поглощении тепловых нейтронов, то такой реактор называется
реактором на тепловых нейтронах. Энергия нейтронов в такой системе не
превышает 0.2 эВ. Если большая часть делений в реакторе происходит при
поглощении быстрых нейтронов, такой реактор называется реактором на быстрых
нейтронах.
В активной зоне реактора на тепловых нейтронах наряду с ядерным топливом
находится значительная масса замедлителя-вещества, отличающегося большим
сечением рассеяния и малым сечением поглощения.
Активная зона реактора практически всегда, за исключением специальных
реакторов, окружена отражателем, возвращающим часть нейронов в активную
зону за счет многократного рассеяния.
В реакторах на быстрых нейронах активная зона окружена зонами
воспроизводства. В них происходит накопление делящихся изотопов. Кроме
того, зоны воспроизводства выполняют и функции отражателя.
В ядерном реакторе происходит накопления продуктов деления, которые
называются шлаками. Наличие шлаков приводит к дополнительным потерям
свободных нейтронов.
Ядерные реакторы в зависимости от взаимного размещения горючего и
замедлителя подразделяются на гомогенные и гетерогенные. В гомогенном
реакторе активная зона представляет собой однородную массу топлива,
замедлителя и теплоносителя в виде раствора, смеси или расплава.
Гетерогенным называется реактор, в котором топливо в виде блоков или
тепловыделяющих сборок размещено в замедлителе, образуя в нем правильную
геометрическую решетку.
Особенности ядерного реактора как источника теплоты.
При работе реактора в тепло выводящих элементах (твэлах), а также во всех
его конструктивных элементах в различных количествах выделяется теплота.
Это связано, прежде всего, с торможением осколков деления, бета - и гамма -
излучением их, а также ядер, испытывающих взаимодействие с нейронами, и,
наконец, с замедлением быстрых нейронов. Осколки при делении ядра топлива
классифицируются по скоростям, соответствующим температуре в сотни
миллиардов градусов.
Действительно, Е= m(2= 3RT, где Е - кинетическая энергия осколков, МэВ; R =
1,38(10-23 Дж/К - постоянная Больцмана. Учитывая, что 1 МэВ = 1,6(10-13 Дж,
получим 1,6(10-6 Е = 2,07(10-16 Т, Т = 7,7(109 Е. Наиболее вероятные
значения энергии для осколков деления равны 97 МэВ для легкого осколка и 65
МэВ для тяжелого. Тогда соответствующая температура для легкого осколка
равна 7,5(1011 К, тяжелого - 5(1011 К. Хотя достижимая в ядерном реакторе
температура теоретически почти неограниченна, практически ограничения
определяются предельно допустимой температурой конструкционных материалов и
тепловыделяющих элементов.
Особенность ядерного реактора состоит в том, что 94% энергии деления
превращается в теплоту мгновенно, т.е. за время, в течение которого
мощность реактора или плотность материалов в нем не успевает заметно
измениться. Поэтому при изменении мощности реактора тепловыделение следует
без запаздывания за процессом деления топлива. Однако при выключении
реактора, когда скорость деления уменьшается более, чем в десятки раз, в
нем остаются источники запаздывающего тепловыделения ( гамма - и бета-
излучение продуктов деления), которые становятся преобладающими.
Мощность ядерного реактора пропорциональна плотности потока нейронов в нем,
поэтому теоретически достижима любая мощность. Практически же предельная
мощность определяется скоростью отвода теплоты, выделяемой в реакторе.
Удельный тепло съем в современных энергетических реакторах составляет 102 -
103 МВт/м3, в вихревых - 104 - 105 МВт/м3.
От реактора теплота отводится циркулирующим через него теплоносителем.
Характерной особенностью реактора является остаточное тепловыделение после
прекращения реакции деления, что требует отвода теплоты в течение
длительного времени после остановки реактора. Хотя мощность остаточного
тепловыделения значительно меньше номинальной, циркуляция теплоносителя
через реактор должна обеспечиваться очень надежно, так как остаточное
тепловыделение регулировать нельзя. Удаление теплоносителя из работавшего
некоторое время реактора категорически запрещено во избежание перегрева и
повреждения тепловыделяющих элементов.
Устройство энергетических ядерных реакторов.
Энергетический ядерный реактор - это устройство, в котором осуществляется
управляемая цепная реакция деления ядер тяжелых элементов, а выделяющаяся
при этом тепловая энергия отводится теплоносителем. Главным элементом
ядерного реактора является активная зона. В нем размещается ядерное топливо
и осуществляется цепная реакция деления. Активная зона представляет собой
совокупность определенным образом размещенных тепловыделяющих элементов,
содержащих ядерное топливо. В реакторах на тепловых нейтронах используется
замедлитель. Через активную зону покачивается теплоноситель, охлаждающий
тепловыделяющие элементы. В некоторых типах реакторов роль замедлителя и
теплоносителя выполняет одно и то же вещество, например, обычная или
тяжелая вода. Для
[pic]
управления работой реактора в активную зону вводятся регулирующие стержни
из материалов, имеющих большое сечение поглощения нейтронов. Активная зона
энергетических реакторов окружена отражателем нейтронов - слоем материала
замедлителя для уменьшения утечки нейтронов из активной зоны. Кроме того,
благодаря отражателю происходит выравнивание нейтронной плотности и
энерговыделения по объему активной зоны, что позволяет при данных размерах
зоны получить большую мощность, добиться более равномерного выгорания
топлива, увеличить продолжительность работы реактора без перегрузки топлива
и упростить систему тепло отвода. Отражатель нагревается за счет энергии
замедляющихся и поглощаемых нейтронов и гамма квантов, поэтому
предусматривается его охлаждение. Активная зона, отражатель и другие
элементы размещаются в герметичном корпусе или кожухе, обычно окруженном
биологической защитой.
Требования к конструкциям активной зоны и ее характеристики.
Активная зона реактора должна быть спроектирована так, чтобы исключалась
возможность непредусмотренного перемещения ее составляющих, приводящего к
увеличению реактивности. Основной конструктивной деталью гетерогенной
активной зоны является твэл, в значительной мере определяющий ее
надежность, размеры и стоимость. В энергетических реакторах, как правило,
используются стержневые твэлы с топливом в виде прессованных таблеток
двуокиси урана, заключенных в оболочку из стали или циркониевого сплава.
Твэлы для удобства собираются в тепловыделяющие сборки (ТВС), которые
устанавливаются в активной зоне ядерного реактора.
В твэлах происходит генерация основной доли тепловой энергии и передача ее
теплоносителю. Более 90% всей энергии, освобождающейся при делении тяжелых
ядер, выделяется внутрь твэлов и отводится обтекающим твэлы теплоносителем.
Твэлы работают в очень тяжелых тепловых режимах: максимальная плотность
теплового потока от твэла к теплоносителю достигает (1 - 2) 106 Вт/ м2,
тогда как в современных паровых котлах она равна (2 - 3) 105 Вт/м2. Кроме
того, в сравнительно небольшом объеме ядерного топлива выделяется большое
количество теплоты, т.е. энергонапряженность ядерного топлива также очень
высока. Удельное тепловыделение в активной зоне достигает 108 -109 Вт/м3, в
то время как в современных паровых котлах оно не превышает 107Вт/м3.
Большие тепловые потоки, проходящие через поверхность твэлов, и
значительная энергонапряженность топлива требуют исключительно высокой
стойкости и надежности твэлов. Помимо этого, условия работы твэлов
осложняются высокой рабочей температурой, достигающей 300 - 600 Сo на
поверхности оболочки, возможностью тепловых ударов, вибрацией, наличием
потока нейтронов (флюенс достигает 1027 нейтрон/м2).
К твэлам предъявляются высокие технические требования: простота
конструкции; механическая устойчивость и прочность в потоке теплоносителя,
обеспечивающая сохранение размеров и герметичности; малое поглощение
нейтронов конструкционным материалом твэла и минимум конструкционного
материла в активной зоне; отсутствие взаимодействие ядерного топлива и
продуктов деления с оболочкой твэлов, теплоносителем и замедлителем при
