Ядерный реактор принцип работы. Ядерный реактор: принцип работы, устройство и схема

Построенный под западными трибунами футбольного поля Чикагского университета и включенный 2 декабря 1942 года, Chicago Pile-1 (CP-1) был первым в мире ядерным реактором. Он состоял из графитовых и урановых блоков, а так же имел кадмиевые, индиевые и серебряные регулирующие стержни, но не имел никакой защиты от радиации и системы охлаждения. Научный руководитель проекта, физик Энрико Ферми, описал СР-1 как «сырая куча черных кирпичей и деревянных брёвен».

Работа над реактором была начата 16 ноября 1942 года. Была проделана сложная работа. Физики и сотрудники университета работали круглосуточно. Они построили решётку из 57 слоёв оксида урана и урановых слитков, встроенных в графитовые блоки. Деревянный каркас поддерживал конструкцию. Протеже Ферми, Леона Вудс – единственная женщина на проекте – вела тщательные измерения по мере «роста кучи».

2 декабря 1942 года реактор был готов к тесту. Он содержал 22 000 урановых слитков и на него ушло 380 тонн графита, а так же 40 тонн оксида урана и шесть тонн металлического урана. На создание реактора ушло 2,7 млн долларов. Эксперимент начался в 09-45. На нём присутствовали 49 человек: Ферми, Комптон, Сцилард, Зинн, Хиберри, Вудс, молодой плотник, который изготовил графитовые блоки и кадмиевые стержни, медики, обычные студенты и другие учёные.

Три человека составляли «отряд смертников» — они были частью системы безопасности. Их задача состояла в том, чтобы потушить пожар, если что-то пойдёт не так. Было и управление: регулирующие стержни, которыми управляли вручную и аварийный стержень, который был привязан к перилам балкона над реактором. В случае аварийной ситуации верёвку должен был перерезать специально дежуривший на балконе человек и стержень бы погасил реакцию.

В 15-53, впервые в истории, началась самоподдерживающаяся цепная ядерная реакция. Эксперимент увенчался успехом. Реактор проработал 28 минут.

Главным и наиболее опасным элементом атомных станций является ядерный (атомный) реактор . С момента пуска первого атомного реактора «Enrico Fermi» на теннисном корте бывшего футбольного стадиона в Чикаго (США) в 1942 году прошло более полувека. За это время во многих странах мира разработано и построено большое число реакторов различных типов, отличающихся как своими размерами, так и мощностью (от долей ватта до сотен тысяч киловатт). В России первый атомный реактор был пущен в 1946 году. Независимо от конструктивных особенностей принципиальная схема всех типов реакторов остается такой же, как у первого атомного «котла» (реактора), как его раньше называли.

В зависимости от своего назначения реакторы подразделяются на несколько типов. Исследовательские реакторы предназначены для изучения новых методов конструирования реакторов и отработки тех или иных технологических схем и процессов. Реакторы, используемые для получения ядерного горючего (например, плутония 239), называются производственными. Реакторы, предназначенные для получения энергии, носят название энергетических. Последние и установлены на атомных тепло- и электростанциях.

Ядерный (атомный) реактор является не только источником энергии, но и «фабрикой» изотопов. В процессе деления ядер радиоактивного вещества в реакторе накапливаются радиоактивные изотопы (продукты деления), многие из которых широко применяются в различных областях науки и техники. Кроме того, при помещении в реактор стабильных элементов под воздействием образующихся там мощных потоков нейтронов (в результате так называемой наведенной активности) происходит превращение их в искусственно радиоактивные изотопы. В настоящее время искусственно радиоактивные изотопы нашли широкое практическое применение. Они используются для контроля производственных процессов и просвечивания металлов, для медицинских диагностических процедур, изучения гормонального статуса в эндокринологии, диагностики онкологических заболеваний, для лучевой стерилизации перевязочных материалов, лекарственных препаратов, предпосевного облучения зерновых культур и т.д.

Итак, ядерные реакторы – это аппараты, в которых происходят ядерные реакции – превращения одних химических элементов в другие. Для этих реакций необходимо наличие в реакторе делящегося вещества, которое при своем распаде выделяет элементарные частицы, способные вызвать распад других ядер. В качестве делящегося вещества в настоящее время могут использоваться изотопы урана – уран-235 и уран-238, а также плутоний-239. В ядерном реакторе происходит цепная реакция. Ядра урана или плутония распадаются, при этом образуются 2-3 ядра элементов середины таблицы Менделеева, выделяется энергия, излучаются гамма-кванты и образуются 2-3 нейтрона, которые, в свою очередь, могут прореагировать с другими атомами и, вызвав их деление, продолжить цепную реакцию. Наибольшее значение в ядерной энергетике в качестве инициаторов ядерного деления имеют нейтроны. В зависимости от скорости элементарной частицы выделяют 2 вида нейтронов: быстрые и медленные. В разных типах реакторов используются разные виды нейтронов.

Существуют ядерные реакторы на медленных (тепловых) нейтронах и реакторы на быстрых нейтронах . В первых в качестве ядерного топлива используется уран-235, во вторых – уран-238 (естественный) и плутоний-239.

Большинство АЭС оснащены реакторами на тепловых нейтронах. Тремя обязательными элементами для реакторов на тепловых нейтронах является тепловыделитель, замедлитель и теплоноситель. В качестве тепловыделителя (ядерного топлива) обычно используются изотопы урана. Топливо размещается в тепловыделяющих элементах- ТВЭЛАХ. В активной зоне реактора, где находятся ТВЭЛЫ, происходит реакция деления ядер урана-235. Во время реакции в ТВЭЛАХ накапливаются радиоактивные продукты деления. Замедлитель требуется для замедления нейтронов, необходимых для более эффективного протекания цепной реакции в уране 235. Замедлителями могут быть вода или графит. Теплоноситель необходим для передачи тепловой энергии ядерного деления на турбину для преобразования ее в электрическую. Таким образом, АЭС в основной массе являются тепловыми электростанциями. В качестве теплоносителя обычно используется нагретая и находящаяся под высоким давлением вода.

Реакторам на быстрых нейтронах замедлитель не требуется, а в качестве теплоносителя применяются жидкие металлы, например, жидкий натрий. В настоящее время реакторы на быстрых нейтронах широкого распространения не получили, в основном из-за сложности конструкции и проблемы получения достаточно устойчивых материалов для конструкционных деталей. В России имеется только один реактор такого типа. Однако считается, что реакторы на быстрых нейтронах имеют большое будущее.

Таким образом, на данный момент в мире существует 5 типов ядерных реакторов (4 типа на тепловых нейтронах и 1 на быстрых нейтронах):

ü ВВЭР – водо-водяной энергетический реактор,

ü РМБК – реактор большой мощности канальный,

ü Реактор на тяжелой воде,

ü Реактор с шаровой засыпкой и газовым контуром,

ü Реактор на быстрых нейтронах. (ПРИЛОЖЕНИЕ Б табл. 2-Б «Типы ядерных реакторов»)

Большинство АЭС в нашей стране снабжены реакторами ВВЭР. На Чернобыльской АЭС функционировал реактор РМБК. Из-за различного строения активных зон параметры работы у этих реакторов разные. ВВЭР – корпусный реактор (давление держится корпусом реактора), РМБК – канальный реактор (давление держится независимо в каждом канале). Для безопасности реактора имеет значение такой параметр как коэффициент реактивности – величину, показывающую, как изменения того или иного параметра реактора повлияет на интенсивность цепной реакции в нем. Если этот коэффициент положительный, то при увеличении параметра, по которому приводится коэффициент, цепная реакция в реакторе будет нарастать и перейдет в неуправляемую – произойдет разгон реактора. При разгоне реактора происходит интенсивное тепловыделение, приводящее к расплавлению тепловыделителей и разрушению корпуса реактора с выбросом радиоактивных веществ в окружающую среду.

При возникновении нештатных ситуаций работы реактора, сопровождающихся его разгоном, реактор ВВЭР заглохнет, а реактор РМБК продолжит разгон с нарастающей интенсивностью, что может привести к аварии с выбросом радиоактивных продуктов. Именно по такому пути развивались события при аварии на Чернобыльской АЭС. Поэтому в реакторе РМБК как нигде важна роль защитных систем, которые будут или предотвращать разгон реактора, или экстренно его охлаждать. Современные реакторы типа РМБК оборудованы достаточно эффективными подобными системами, практически сводящими на нет риск развития аварии (на Чернобыльской АЭС в ночь аварии по преступной халатности в нарушение всех инструкций и запретов были полностью отключены все системы аварийной защиты), но о подобной возможности следует помнить.

Сконцентрировав сведения о типах ядерных реакторов, можно сказать следующее. Реакторы ВВЭР достаточно безопасны в эксплуатации, но требуют высокообогащенного урана. Реакторы РМБК безопасны лишь при правильной их эксплуатации и хорошо разработанных системах защиты, но зато способны использовать малообогащенное топливо или даже отработанное топливо ВВЭР-реакторов. Реакторы на тяжелой воде всем хороши, но слишком дорогостоящ процесс получения тяжелой воды. Технология производства реакторов с шаровой засыпкой еще недостаточно хорошо разработана, хотя этот тип реакторов стоило бы признать наиболее приемлемым для широкого применения, в частности, из-за отсутствия катастрофических последствий при аварии с разгоном реактора. За реакторами на быстрых нейтронах – будущее для производства топлива для ядерной энергетики, но их конструкция очень сложна и пока еще малонадежна.

Для обычного человека современные высокотехнологичные устройства настолько таинственны и загадочны, что впору им поклоняться, как древние поклонялись молнии. Школьные уроки физики, изобилующие математическими выкладками, не решают проблему. А ведь рассказать интересно можно даже про атомный реактор, принцип работы которого понятен даже подростку.

Как работает атомный реактор?

Принцип действия данного высокотехнологического устройства выглядит следующим образом:

1. При поглощении нейтрона ядерное топливо (чаще всего это уран-235 или плутоний-239 ) происходит деление атомного ядра;
2. Высвобождается кинетическая энергия, гамма-излучение и свободные нейтроны;
3. Кинетическая энергия преобразуется в тепловую (когда ядра сталкиваются с окружающими атомами), гамма-излучение поглощается самим реактором и превращается также в тепло;
4. Часть из образованных нейтронов поглощается атомами топлива, что вызывает цепную реакцию. Для управления ей используются поглотители и замедлители нейтронов;
5. С помощью теплоносителя (вода, газ или жидкий натрий) происходит отвод тепла от места прохождения реакции;
6. Находящийся под давлением пар от нагретой воды используется для приведения во вращение паровых турбин;
7. С помощью генератора механическая энергия вращения турбин преобразуется в переменный электрический ток.

Подходы к классификации

Оснований для типологии реакторов может быть множество:

• По типу ядерной реакции . Деление (все коммерческие установки) или синтез (термоядерная энергетика, имеет распространение лишь в некоторых НИИ);
• По теплоносителю . В абсолютном большинстве случаев с этой целью используется вода (кипящая или тяжелая). Иногда используются альтернативные решения: жидкий металл (натрий, свинец-висмутовый сплав, ртуть), газ (гелий, углекислый газ или азот), расплавленная соль (фторидные соли);
• По поколению. Первое - ранние прототипы, которые не имели никакого коммерческого смысла. Второе - большинство ныне используемых АЭС, которые были построены до 1996 года. Третье поколение отличается от предыдущего лишь небольшими усовершенствованиями. Работа над четвертым поколением еще ведется;
• По агрегатному состоянию топлива (газовое пока существует только на бумаге);
• По целям использования (для производства электричества, пуска двигателя, производства водорода, опреснения, трансмутации элементов, получение нейронного излучения, теоретические и следовательские цели).

Устройство атомного реактора

Основными компонентами реакторов на большинстве электростанций являются:

1. Ядерное топливо - вещество, которое необходимо для производства тепла для энергетических турбин (как правило, низкообогащенный уран);
2. Активная зона ядерного ректора - именно здесь проходит ядерная реакция;
3. Замедлитель нейтронов - снижает скорость быстрых нейтронов, превращая их в тепловые нейтроны;
4. Пусковой нейтронный источник - используется для надежного и стабильного пуска ядерной реакции;
5. Поглотитель нейтронов - имеются на некоторых электростанциях для снижения высокой реакционной способности свежего топлива;
6. Нейтронная гаубица - используется для повторного инициирования реакции после выключения;
7. Охлаждающая жидкость (очищенная вода);
8. Управляющие стержни - для регулирования скорости деления ядер урана или плутония;
9. Водный насос - перекачивает воду в паровой котел;
10. Паровая турбина - превращает тепловую энергию пара во вращательную механическую;
11. Градирня - устройство для отвода лишнего тепла в атмосферу;
12. Система приема и хранения радиоактивных отходов;
13. Системы безопасности (аварийные дизель-генераторы, устройства для аварийного охлаждения активной зоны).

Как устроены последние модели

Последнее 4-е поколение реакторов будет доступно для коммерческой эксплуатации не раньше 2030 года . В настоящее время принцип и устройство их работы находятся на этапе разработки. Согласно современным данным, эти модификации будут отличаться от существующих моделей такими преимуществами :

• Система быстрого газового охлаждения. Предполагается, что в качестве охлаждающего вещества будет использован гелий. Согласно проектной документации, таким образом можно охлаждать реакторы с температурой 850 °С. Для работы при таких высоких температурах потребуется и специфическое сырье: композитные керамические материалы и актинидные соединения;
• В качестве первичного теплоносителя возможно использование свинца или свинцово-висмутового сплава. Эти материалы имеют низкий показатель нейтронного поглощения и относительно низкую температуру плавления;
• Также в качестве основного теплоносителя может использоваться смесь из расплавленных солей. Тем самым удастся работать при более высоких температурах, чем современные аналоги с водяным охлаждением.

Естественные аналоги в природе

Ядерный реактор воспринимается в общественном сознании исключительно как продукт высоких технологий. Однако по факту первое такое устройство имеет природное происхождение . Оно было обнаружено в регионе Окло, что в центральноафриканском государстве Габон:

• Реактор был образован из-за подтопления урановых пород подземными водами. Они выступили как нейтронные замедлители;
• Тепловая энергия, выделяющаяся при распаде урана, превращает воду в пар, и цепная реакция останавливается;
• После падения температуры охлаждающей жидкости все повторяется вновь;
• Если бы жидкость не выкипала и не останавливала течение реакции, человечество бы столкнулось с новой природной катастрофой;
• Самоподдерживаемое деление ядер началось в этом реакторе около полутора миллиардов лет назад. За это время было выделено около 0,1 миллиона ватт выходной мощности;
• Подобное чудо света на Земле является единственным известным. Появление новых невозможно: доля урана-235 в природном сырье намного ниже уровня, необходимого для поддержания цепной реакции.

Сколько атомных реакторов в Южной Корее?

Бедная на природные ресурсы, но промышленно развитая и перенаселенная Республика Корея испытывает чрезвычайную потребность в энергии. На фоне отказа Германии от мирного атома эта страна возлагает большие надежды на обуздание ядерных технологий:

• Планируется, что к 2035 году доля электроэнергии, генерируемой на АЭС, достигнет 60%, а совокупное производство - более 40 гигаватт;
• Страна не имеет атомного оружия, но исследования по ядерной физике ведутся непрерывно. Корейские ученые разработали проекты современных реакторов: модульные, водородные, с жидким металлом и др.;
• Успехи местных исследователей позволяют продавать технологии за рубеж. Ожидается, что в ближайшие 15-20 лет страна экспортирует 80 таких установок;
• Но по состоянию на сегодняшний день большая часть АЭС сооружена при содействии американских или французских ученых;
• Количество действующих станций относительно невелико (только четыре), но каждая из них располагает значительным числом реакторов - в совокупности 40, причем эта цифра будет расти.

При бомбардировке нейтронами ядерное топливо приходит в цепную реакцию, в результате которой образуется огромное количество тепла. Находящаяся в системе вода забирает это тепло и превращается в пар, который вращает турбины, производящие электричество. Вот простая схема работы атомного реактора, мощнейшего источника энергии на Земле.

Видео: как работают атомные реакторы

В данном ролике физик-ядерщик Владимир Чайкин расскажет, с помощью чего врабатывается электричество в атомных реакторах, их подробное устройство:

Когда немецким химикам Отто Гану и Фрицу Штрассману впервые удалось в 1938 г. расщепить ядро урана посредством нейтронного облучения, они не спешили сообщать публике о масштабах своего открытия. Эти эксперименты заложили основу использования атомной энергии — как в мирных, так и в военных целях.

Побочный продукт атомной бомбы

Отто Ган, сотрудничавший до своей эмшрации в 1938 г. с австрийским физиком Лизой Мейтнер, прекрасно сознавал, что расщепление ядра урана — неостановимая цепная реакция — означает атомную бомбу. США, сгремясь опередить Германию в создании ядерного оружия, начали Манхэттенский проект, предприятие невиданного размаха. В невадской пустыне выросли три города. Здесь работали в глубокой тайне 40 000 человек Под руководством Робсрга Оппенгеймера, «отца атомной бомбы», в рекордные сроки возникли около 40 исследовательских учреждений, лабораторий и заводов. Для добычи плутония был создан первый атомный реактор под трибуной футбольного стадиона Чикагского университета. Здесь под руководством Энрико Ферми была в 1942 г. запущена первая контролируемая самоподдерживающаяся цепная реакция. Для выделявшегося в результате тепла тогда еще не нашли полезного применения.

Электрическая энергия из ядерной реакции

В1954 г., в СССР была запущена первая в мире атомная электростанция. Она располагалась в Обнинске, примерно в 100 км от Москвы, и имела мощность 5 МВт. В1956 г. в английском местечке Колдер-Холл начал работу первый крупный ядерный реактор. Эта АЭС имела газовое охлаждение, обеспечивавшее относителыгую безопасность эксплуатации. Но на мировом рынке большее распространение получили разработанные в США в 1957 г. водо-водяные атомные реакторы, охлаждаемые водой под давлением. Такие станции можно строить со сравнительно низкими затратами, однако их надежность оставляет желать лучшего. На украинской атомной станции Чернобыль расплавление активной зоны реактора привело к взрыву с выбросом радиоактивных веществ в окружающую среду. Катастрофа, приведшая к гибели и тяжелым заболеваниям тысяч людей, повлекла за собой, особенно в Европе, многочиеленные протесты против использования атомной энергии.

• 1896 г.: Анри Бекерель открыл радиоактивное излучение урана.
• 1919 гл Эрнесту Резерфорду впервые удалось искусствешю вызвать ядерную реакцию, бомбардируя альфа-частицами атомы азота, превращавшегося при этом в кислород.
• 1932 г.: Джемс Чедвик обстреливая альфа-частицами атомы бериллия, открыл нейтроны.
• 19.38 г.: Отто Ган впервые добивается в лаборатории цепной реакции, расщепив нейтронами ядро урана.

Первый Ядерный реактор построен в декабре 1942 в США под руководством Э. Ферми . В Европе первый Ядерный реактор пущен в декабре 1946 в Москве под руководством И. В. Курчатова . К 1978 в мире работало уже около тысячи Ядерный реактор различных типов. Составными частями любого Ядерный реактор являются: активная зона с ядерным топливом , обычно окруженная отражателем нейтронов, теплоноситель , система регулирования цепной реакции, радиационная защита, система дистанционного управления (рис. 1 ). Основной характеристикой Ядерный реактор является его мощность. Мощность в 1 Мв соответствует цепной реакции, в которой происходит 3·10 16 актов деления в 1 сек.
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 прокачивается теплоноситель, охлаждающий тепловыделяющие элементы. В некоторых типах реакторов роль замедлителя и теплоносителя выполняет одно и то же вещество, например обычная или тяжелая вода.

Схема гомогенного реактора: 1-корпус реактора, 2-активная зона, 3 компенсатор объема, 4-теплообменник, 5-выход пара, 6-вход питательной воды, 7-циркуляционный насос

Для 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 теплоотвода. 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.

В активной зоне Ядерный реактор находится ядерное топливо, протекает цепная реакция ядерного деления и выделяется энергия. Состояние Ядерный реактор характеризуется эффективным коэффициентом Кэф размножения нейтронов или реактивностью r:

R = (К ¥ - 1)/К эф. (1)

Если К эф > 1, то цепная реакция нарастает во времени, Ядерный реактор находится в надкритичном состоянии и его реактивность r > 0; если К эф < 1 , то реакция затухает, реактор - подкритичен, r < 0; при К ¥ = 1, r = 0 реактор находится в критическом состоянии, идёт стационарный процесс и число делений постоянно во времени. Для инициирования цепной реакции при пуске Ядерный реактор в активную зону обычно вносят источник нейтронов (смесь Ra и Be, 252 Cf и др.), хотя это и не обязательно, т. к. спонтанное деление ядер урана и космические лучи дают достаточное число начальных нейтронов для развития цепной реакции при К эф > 1.

В качестве делящегося вещества в большинстве Ядерный реактор применяют 235 U. Если активная зона, кроме ядерного топлива (природный или обогащенный уран), содержит замедлитель нейтронов (графит, вода и другие вещества, содержащие лёгкие ядра, см. Замедление нейтронов ), то основная часть делений происходит под действием тепловых нейтронов (тепловой реактор ). В Ядерный реактор на тепловых нейтронах может быть использован природный уран, не обогащенный 235 U (такими были первые Ядерный реактор). Если замедлителя в активной зоне нет, то основная часть делений вызывается быстрыми нейтронами с энергией x n > 10 кэв (быстрый реактор ). Возможны также реакторы на промежуточных нейтронах с энергией 1-1000 эв.

Условие критичности Ядерный реактор имеет вид:

К эф = К ¥ × Р = 1 , (1)

Где 1 - Р - вероятность выхода (утечки) нейтронов из активной зоны Ядерный реактор, К ¥ - коэффициент размножения нейтронов в активной зоне бесконечно больших размеров, определяемый для тепловых Ядерный реактор так называемой «формулой 4 сомножителей»:

К ¥ = neju. (2)

Здесь n - среднее число вторичных (быстрых) нейтронов, возникающих при делении ядра 235 U тепловыми нейтронами, e - коэффициент размножения на быстрых нейтронах (увеличение числа нейтронов за счёт деления ядер, главным образом ядер 238 U, быстрыми нейтронами); j - вероятность того, что нейтрон не захватится ядром 238 U в процессе замедления, u - вероятность того, что тепловой нейтрон вызовет деление. Часто пользуются величиной h = n/(l + a), где a - отношение сечения радиационного захвата s р к сечению деления s д.

Условие (1) определяет размеры Ядерный реактор Например, для Ядерный реактор из естественного урана и графита n = 2,4. e » 1,03, eju » 0,44, откуда К ¥ =1,08. Это означает, что для К ¥ > 1 необходимо Р<0,93, что соответствует (как показывает теория Ядерный реактор) размерам активной зоны Ядерный реактор ~ 5-10 м. Объём современного энергетического Ядерный реактор достигает сотен м 3 и определяется главным образом возможностями теплосъёма, а не условиями критичности. Объём активной зоны Ядерный реактор в критическом состоянии называется критическим объёмом Ядерный реактор, а масса делящегося вещества - критической массой. Наименьшей критической массой обладают Ядерный реактор с топливом в виде растворов солей чистых делящихся изотопов в воде и с водяным отражателем нейтронов. Для 235 U эта масса равна 0,8 кг , для 239 Pu - 0,5 кг . Наименьшей критической массой обладает 251 Cf (теоретически 10 г). Критические параметры графитового Ядерный реактор с естественным ураном: масса урана 45 т , объём графита 450 м 3 . Для уменьшения утечки нейтронов активной зоне придают сферическую или близкую к сферической форму, например цилиндр с высотой порядка диаметра или куб (наименьшее отношение поверхности к объёму).

Величина n известна для тепловых нейтронов с точностью 0,3% (табл. 1). При увеличении энергии x n нейтрона, вызвавшего деление, n растет по закону: n = n t + 0,15x n (x n в Мэв ), где n t соответствует делению тепловыми нейтронами.

Табл. 1. - Величины n и h) для тепловых нейтронов (по данным на 1977)

Величина (e-1) обычно составляет лишь несколько %, тем не менее роль размножения на быстрых нейтронах существенна, поскольку для больших Ядерный реактор (К ¥ - 1) << 1 (графитовые Ядерный реактор с естественным ураном, в которых впервые была осуществлена цепная реакция, невозможно было бы создать, если бы не существовало деления на быстрых нейтронах).

Максимально возможное значение J достигается в Ядерный реактор, который содержит только делящиеся ядра. Энергетические Ядерный реактор используют слабо обогащенный уран (концентрация 235 U ~ 3-5%), и ядра 238 U поглощают заметную часть нейтронов. Так, для естественной смеси изотопов урана максимальное значение nJ = 1,32. Поглощение нейтронов в замедлителе и конструкционных материалах обычно не превосходит 5-20% от поглощения всеми изотопами ядерного топлива. Из замедлителей наименьшим поглощением нейтронов обладает тяжёлая вода, из конструкционных материалов - Al и Zr.

Вероятность резонансного захвата нейтронов ядрами 238 U в процессе замедления (1-j) существенно снижается в гетерогенных Ядерный реактор Уменьшение (1 - j) связано с тем, что число нейтронов с энергией, близкой к резонансной, резко уменьшается внутри блока топлива и в резонансном поглощении участвует только внешний слой блока. Гетерогенная структура Ядерный реактор позволяет осуществить цепной процесс на естественном уране. Она уменьшает величину О, однако этот проигрыш в реактивности существенно меньше, чем выигрыш из-за уменьшения резонансного поглощения.

Для расчёта тепловых Ядерный реактор необходимо определить спектр тепловых нейтронов. Если поглощение нейтронов очень слабое и нейтрон успевает много раз столкнуться с ядрами замедлителя до поглощения, то между замедляющей средой и нейтронным газом устанавливается термодинамическое равновесие (термализация нейтронов), и спектр тепловых нейтронов описывается Максвелла распределением . В действительности поглощение нейтронов в активной зоне Ядерный реактор достаточно велико. Это приводит к отклонению от распределения Максвелла - средняя энергия нейтронов больше средней энергии молекул среды. На процесс термализации влияют движения ядер, химические связи атомов и др.

Выгорание и воспроизводство ядерного топлива. В процессе работы Ядерный реактор происходит изменение состава топлива, связанное с накоплением в нём осколков деления (см. Ядра атомного деление ) и с образованием трансурановых элементов , главным образом изотопов Pu. Влияние осколков деления на реактивность Ядерный реактор называется отравлением (для радиоактивных осколков) и зашлаковыванием (для стабильных). Отравление обусловлено главным образом 135 Xe который обладает наибольшим сечением поглощения нейтронов (2,6·10 6 барн ). Период его полураспада T 1/2 = 9,2 ч, выход при делении составляет 6-7%. Основная часть 135 Xe образуется в результате распада 135 ](Тц = 6,8 ч ). При отравлении Кэф изменяется на 1-3%. Большое сечение поглощения 135 Xe и наличие промежуточного изотопа 135 I приводят к двум важным явлениям: 1) к увеличению концентрации 135 Xe и, следовательно, к уменьшению реактивности Ядерный реактор после его остановки или снижения мощности («йодная яма»). Это вынуждает иметь дополнительный запас реактивности в органах регулирования либо делает невозможным кратковременные остановки и колебания мощности. Глубина и продолжительность йодной ямы зависят от потока нейтронов Ф: при Ф = 5·10 13 нейтрон/см 2 × сек продолжительность йодной ямы ~ 30 ч , а глубина в 2 раза превосходит стационарное изменение К эф , вызванное отравлением 135 Xe. 2) Из-за отравления могут происходить пространственно-временные колебания нейтронного потока Ф, а значит - и мощности Ядерный реактор Эти колебания возникают при Ф> 10 13 нейтронов/см 2 × сек и больших размерах Ядерный реактор Периоды колебаний ~ 10 ч.

Число различных стабильных осколков, возникающих при делении ядер, велико. Различают осколки с большими и малыми сечениями поглощения по сравнению с сечением поглощения делящегося изотопа. Концентрация первых достигает насыщения в течение нескольких первых суток работы Ядерный реактор (главным образом 149 Sm, изменяющий К эф на 1%). Концентрация вторых и вносимая ими отрицательная реактивность возрастают линейно во времени.

Образование трансурановых элементов в Ядерный реактор происходит по схемам:

Здесь з означает захват нейтрона, число под стрелкой - период полураспада.

Накопление 239 Pu (ядерного горючего) в начале работы Ядерный реактор происходит линейно во времени, причём тем быстрее (при фиксированном выгорании 235 U), чем меньше обогащение урана. Затем концентрация 239 Pu стремится к постоянной величине, которая не зависит от степени обогащения, а определяется отношением сечений захвата нейтронов 238 U и 239 Pu. Характерное время установления равновесной концентрации 239 Pu ~ 3/ Ф лет (Ф в ед. 10 13 нейтронов/см 2 ×сек). Изотопы 240 Pu, 241 Pu достигают равновесной концентрации только при повторном сжигании горючего в Ядерный реактор после регенерации ядерного топлива.

Выгорание ядерного топлива характеризуют суммарной энергией, выделившейся в Ядерный реактор на 1 т топлива. Для Ядерный реактор, работающих на естественном уране, максимальное выгорание ~ 10 Гвт ×сут/т (тяжело-водные Ядерный реактор). В Ядерный реактор со слабо обогащенным ураном (2-3% 235 U ) достигается выгорание ~ 20-30 Гвт-сут/т. В Ядерный реактор на быстрых нейтронах - до 100 Гвт-сут/т. Выгорание 1 Гвт-сут/т соответствует сгоранию 0,1% ядерного топлива.

При выгорании ядерного топлива реактивность Ядерный реактор уменьшается (в Ядерный реактор на естественном уране при малых выгораниях происходит некоторый рост реактивности). Замена выгоревшего топлива может производиться сразу из всей активной зоны или постепенно по ТВЭЛ"ам так, чтобы в активной зоне находились ТВЭЛ"ы всех возрастов - режим непрерывной перегрузки (возможны промежуточные варианты). В первом случае Ядерный реактор со свежим топливом имеет избыточную реактивность, которую необходимо компенсировать. Во втором случае такая компенсация нужна только при первоначально с запуске, до выхода в режим непрерывной перегрузки. Непрерывная перегрузка позволяет увеличить глубину выгорания, поскольку реактивность Ядерный реактор определяется средними концентрациями делящихся нуклидов (выгружаются ТВЭЛ"ы с минимальной концентрацией делящихся нуклидов). В табл. 2 приведён состав извлекаемого ядерного топлива (в кг ) в водо-водяном реакторе мощностью 3 Гвт. Выгружается одновременно вся активная зона после работы Ядерный реактор в течение 3 лет и «выдержки» 3 лет (Ф = 3×10 13 нейтрон/см 2 ×сек). Начальный состав: 238 U - 77350, 235 U - 2630, 234 U - 20.

Табл. 2. - Состав выгружаемого топлива, кг