направляется опять в реактор. Для того чтобы ядерная реакция не произошла
вне реактора, объемы трубопроводов контура, теплообменника и насоса
подобраны так, чтобы объем горючего, находящегося на каждом участке
контура, были намного ниже критического. Гомогенные реакторы имеют ряд
преимуществ по сравнению с гетерогенными. Это несложная конструкция
активной зоны и минимальные ее размеры, возможность в процессе работы без
остановки реактора непрерывно удалять продукты деления и добавлять свежее
ядерное топливо, простота приготовления горючего, а также то, что управлять
реактором можно, изменяя концентрацию ядерного топлива.
Однако, гомогенные реакторы имеют и серьезные недостатки. Гомогенная смесь,
циркулирующая по контуру, испускает сильное радиоактивное излучение, что
требует дополнительной защиты и усложняет управление реактором. Только
часть топлива находится в реакторе и служит для выработки энергии, а другая
часть - во внешних трубопроводах, теплообменниках и насосах. Циркулирующая
смесь вызывает сильную коррозию и эрозию систем и устройств реактора и
контура. Образование в гомогенном реакторе в результате радиолиза воды
взрывоопасной гремучей смеси требует устройств для ее сжигания. Все это
привело к тому, что гомогенные реакторы не получили широкого
распространения.
В гетерогенном реакторе топливо в виде блоков размещено в замедлителе,
т.е. топливо и замедлитель пространственно разделены.
[pic]
В настоящее время для энергетических целей проектируют только гетерогенные
реакторы. Ядерное топливо в таком реакторе может использоваться в
газообразном, жидком и твердом состояниях. Однако, сейчас гетерогенные
реакторы работают только на твердом топливе.
В зависимости от замедляющего вещества гетерогенные реакторы делятся на
графитовые, легко водяные, тяжеловодные и органические. По виду
теплоносителя гетерогенные реакторы бывают легко водяные, тяжеловодные,
газовые и жидкометаллические. Жидкие теплоносители внутри реактора могут
быть в однофазном и двухфазном состояниях. В первом случае теплоноситель
внутри реактора не кипит, а во втором - кипит.
Реакторы, в активной зоне которых температура жидкого теплоносителя ниже
температуры кипения, называются реакторами с водой под давлением, а
реакторы, внутри которых происходит кипение теплоносителя, - кипящими.
В зависимости от используемого замедлителя и теплоносителя гетерогенные
реакторы выполняются по разным схемам. В России основные типы ядерных
энергетических реакторов - водо-водяные и водографитовые.
По конструктивному исполнению реакторы подразделяются на корпусные и
канальные. В корпусных реакторах давление теплоносителя несет корпус.
Внутри корпуса реактора течет общий поток теплоносителя. В канальных
реакторах теплоноситель подводится к каждому каналу с топливной сборкой
раздельно. Корпус реактора не нагружен давлением теплоносителя, это
давление несет каждый отдельный канал.
В зависимости от назначения ядерные реакторы бывают энергетические,
конверторы и раз множители, исследовательские и многоцелевые, транспортные
и промышленные.
Ядерные энергетические реакторы используются для выработки электроэнергии
на атомных электростанциях, в судовых энергетических установках, на атомных
теплоэлектроцентралях (АТЭЦ), а также на атомных станциях теплоснабжения
(АСТ).
Реакторы, предназначенные для производства вторичного ядерного топлива из
природного урана и тория, называются конверторами или раз множителями. В
реакторе - конверторе вторичного ядерного топлива образуется меньше
первоначально израсходованного.
В реакторе - раз множителе осуществляется расширенное воспроизводство
ядерного топлива, т.е. его получается больше, чем было затрачено.
Исследовательские реакторы служат для исследований процессов взаимодействия
нейтронов с веществом, изучения поведения реакторных материалов в
интенсивных полях нейтронного и гамма-излучений, радиохимических и
биологических исследований, производства изотопов, экспериментального
исследования физики ядерных реакторов.
Реакторы имеют различную мощность, стационарный или импульсный режим
работы. Наибольшее распространение получили водо-водяные исследовательские
реакторы на обогащенном уране. Тепловая мощность исследовательских
реакторов колеблется в широком диапазоне и достигает нескольких тысяч
киловатт.
Многоцелевыми называются реакторы, служащие для нескольких целей, например,
для выработки энергии и получения ядерного топлива.
Ядерный реактор в подкритическом режиме как усилитель энергии.
Представим себе, что мы собрали атомный реактор, имеющий эффективный
коэффициент размножения нейтронов kэф немного меньше единицы. Облучим это
устройство постоянным внешним потоком нейтронов N0. Тогда каждый нейтрон
(за вычетом вылетевших наружу и поглощённых, что учтено в kэф) вызовет
деление, которое даст дополнительный поток N0k2эф. Каждый нейтрон из этого
числа снова произведёт в среднем kэф нейтронов, что даст дополнительный
поток N0kэф и т.д. Таким образом, суммарный поток нейтронов, дающих
процессы деления, оказывается равным
N = N0 ( 1 + kэф + k2эф + k3эф + ...) =
N0[pic]kn эф .
Если kэф > 1, ряд в этой формуле расходится, что и является отражением
критического поведения процесса в этом случае. Если же kэф < 1, ряд
благополучно сходится и по формуле суммы геометрической прогрессии имеем
[pic]
Выделение энергии в единицу времени ( мощность ) тогда определяется
выделением энергии в процессе деления,
[pic]
где к 0 и, следовательно, в процессе деления
выделяется энергия Ед=[pic]Мс2. Для тяжелых ядер, например для ядер
урана, ([pic](А1)- [pic](А))с2=1 МэВ. Так что при А=200 имеем оценку Ед =
200 МэВ. Напомним, что электрон-вольт (эВ) внесистемная единица энергии,
равная энергии, приобретаемой элементарным зарядом под действием разности
потенциалов 1В ( 1эВ = 1,6*10-19 Дж). Например, средняя энергия, выделяемая
при делении ядра 235U
Ед = 180 МэВ = 180 106 эВ.
Таким образом, тяжелые ядра являются потенциональными источниками энергии.
Однако самопроизвольное деление ядер происходит исключительно редко и
практически значения не имеет. Если же в тяжелое ядро попадает нейтрон, то
процесс деления может резко убыстриться. Это явление происходит с
различной интенсивностью для различных ядер, и мерой его служит эффективное
поперечное сечение процесса. Напомним, как определяются эффективные сечения
и как они связаны с вероятностями тех или иных процессов. Представим себе
пучок частиц, (например, нейтронов), падающих на мишень, состоящую из
определённых объектов, скажем ядер. Пусть N0 - число нейтронов в пучке, n-
плотность ядер, приходящаяся на единицу объема (1 см3 ). Пусть нас
интересуют события определённого сорта, например деление ядер мишени. Тогда
число таких событий N будет определяться формулой N=N0nl[pic]эф, где l-
длинна мишени и [pic]эф называется поперечным сечением процесса деления
(или любого другого процесса) заданной энергией Е, соответствующей энергии
налетающих нейтронов. Как видно из предыдущей формулы, эффективное сечение
имеет размерность площади(см2). Оно имеет вполне понятный геометрический
смысл: это площадка, при попадании в которую происходит интересующий нас
процесс. Очевидно, если сечение большое, процесс идёт интенсивно, а
маленькое сечение соответствует малой вероятности попадания в эту площадку,
следовательно, в этом случае процесс происходит редко.
Итак, пусть для некоторого ядра мы имеем достаточно большое
эффективное сечение процесса деления при этом, при делении наряду с двумя
большими осколками А1 и А2 могут вылететь несколько нейтронов. Средне число
дополнительных нейтронов называется коэффициентом размножения и
обозначается символом k[pic]. Тогда реакция идёт по схеме
n+A
A1+A2+k[pic]n.
Родившиеся в этом процессе нейтроны, в свою очередь, реагируют с ядрами А,
что даёт новые реакции деления и новое, ещё большее число нейтронов. Если k
> 1, такой цепной процесс происходит с нарастающей интенсивностью и
приводит к взрыву с выделением огромного кол-ва энергии. Но процесс этот
можно контролировать. Не все нейтроны обязательно попадут в ядро А: они
могут выйти наружу через внешнюю границу реактора, могут поглотиться в
веществах, которые специально вводятся в реактор. Таким образом, величину
k[pic], можно уменьшить до некоторой kэф, которая равна 1 и лишь
незначительно её превышает. Тогда можно успевать отводить производимую
энергию и работа реактора становится устойчивой. Тем не менее в этом случае
реактор работает в критическом режиме. Неполадки с отводом энергии привели
бы к нарастающей цепной реакции и катастрофе. Во всех действующих системах
предусмотрены меры безопасности, однако аварии, с очень малой вероятностью,
могут происходить и, к сожалению происходят.
Как выбирается рабочее вещество для атомного реактора? Необходимо,
чтобы в топливных элементах присутствовали ядра изотопа с большим
эффективным сечением деления. Единица измерения сечения 1 барн = 10-24 см2.
Мы видим две группы значений сечений: ( 233U, 235U, 239Pu ) и
малые(232Th,238U). Для того, чтобы представить себе разницу, вычислим,
какое расстояние должен пролететь нейтрон, чтобы произошло событие деления.
Воспользуемся для этого формулой N=N0nl[pic]эф. Для N=N0=1 имеем [pic]
Здесь n- плотность ядер, [pic], где p- обычная плотность и m =1,66*10-24г-
атомная единица массы. Для урана и тория n = 4,8.1022 см3. Тогда для 235U
имеем l = 10см, а для 232Th l = 35 м. Таким образом, для реального
осуществления процесса деления следует использовать такие изотопы как 233U,
235U, 239Pu. Изотоп 235U в небольшом кол-ве содержится в природном уране
состоящем в основном из 238U, поэтому в качестве ядерного топлива обычно
используют уран, обогащённый изотопом 235U. При этом в процессе работы
реактора вырабатывается значительное кол-во ещё одного расщепляющегося
изотопа- 239Pu. Плутоний получается в результате цепочки реакций
238U + n ([pic])239U ([pic])239Np
([pic])239Pu,
где [pic] означает излучение фотона, а [pic]-[pic]- распад по схеме
Z
(Z+1)+e +v.
Здесь Z определяет заряд ядра, так что при распаде происходит к следующему
элементу таблицы Менделеева с тем же А, е- электрон и v-электронное
