Ядерный реактор

        устройство, в котором осуществляется управляемая ядерная цепная реакция (См. Ядерные цепные реакции), сопровождающаяся выделением энергии. Первый Я. р. построен в декабре 1942 в США под руководством Э. Ферми. В Европе первый Я. р. пущен в декабре 1946 в Москве под руководством И. В. Курчатова. К 1978 в мире работало уже около тысячи Я. р. различных типов. Составными частями любого Я. р. являются: Активная зона с ядерным топливом (См. Ядерное топливо), обычно окруженная отражателем нейтронов, Теплоноситель, система регулирования цепной реакции, радиационная защита, система дистанционного управления (рис. 1). Основной характеристикой Я. р. является его мощность. Мощность в 1 Мет соответствует цепной реакции, в которой происходит 3·10¹⁶ актов деления в 1 сек.

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

         ρ = (К_∞ — 1)/К_эф. (1)

         Если К_эф > 1, то цепная реакция нарастает во времени, Я. р. находится в надкритичном состоянии и его реактивность ρ > 0; если К_эф < 1, то реакция затухает, реактор — подкритичен, ρ < 0; при К_∞= 1, ρ = 0 реактор находится в критическом состоянии, идёт стационарный процесс и число делений постоянно во времени. Для инициирования цепной реакции при пуске Я. р. в активную зону обычно вносят источник нейтронов (смесь Ra и Be, ²⁵²Cf 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 Я. р. применяют ²³⁵U. 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 (См. Тепловые нейтроны) (Тепловой реактор). В Я. р. на тепловых нейтронах может быть использован природный уран, не обогащенный ²³⁵U (такими были первые Я. р.). Если замедлителя в активной зоне нет, то основная часть делений вызывается быстрыми нейтронами с энергией ξ_n > 10 кэв (Быстрый реактор). Возможны также реакторы на промежуточных нейтронах с энергией 1—1000 эв.

         По конструкции Я. р. делятся на гетерогенные реакторы (См. Гетерогенный реактор), в которых ядерное топливо распределено в активной зоне дискретно в виде блоков, между которыми находится замедлитель нейтронов (рис. 2), и гомогенные реакторы (См. Гомогенный реактор), в которых ядерное топливо и замедлитель представляют однородную смесь (раствор или суспензия). Блоки с ядерным топливом в гетерогенном Я. р., называются тепловыделяющими элементами (См. Тепловыделяющий элемент) (ТВЭЛ'ами), образуют правильную решётку; объём, приходящийся на один ТВЭЛ, называется ячейкой. По характеру использования Я. р. делятся на энергетические реакторы и исследовательские реакторы (См. Исследовательский реактор). Часто один Я. р. выполняет несколько функций (см. Двухцелевой реактор).

         Условие критичности Я. р. имеет вид:

         К_эф = К_∞․ Р = 1, (1)

         где 1 — Р — вероятность выхода (утечки) нейтронов из активной зоны Я. р., К_∞ — коэффициент размножения нейтронов в активной зоне бесконечно больших размеров, определяемый для тепловых Я. р. так называемой «формулой 4 сомножителей»:

         К_∞ = νεφυ. (2)

         Здесь ν — среднее число вторичных (быстрых) нейтронов, возникающих при делении ядра ²³⁵U тепловыми нейтронами, ε — коэффициент размножения на быстрых нейтронах (увеличение числа нейтронов за счёт деления ядер, главным образом ядер ²³⁸U, быстрыми нейтронами); φ — вероятность того, что нейтрон не захватится ядром ²³⁸U в процессе замедления, υ — вероятность того, что тепловой нейтрон вызовет деление. Часто пользуются величиной η = ν/(l + α), где α — отношение сечения радиационного захвата σ_р к сечению деления σ_д.

         Условие (1) определяет размеры Я. р. Например, для Я. р. из естественного урана и графита ν = 2,4. ε ≈ 1,03, εφυ ≈ 0,44, откуда К_∞=1,08. Это означает, что для К_∞> 1 необходимо Р<0,93, что соответствует (как показывает теория Я. р.) размерам активной зоны Я. р. Ядерный реактор 5—10 м. Объём современного энергетического Я. р. достигает сотен м³ и определяется главным образом возможностями теплосъёма, а не условиями критичности. Объём активной зоны Я. р. в критическом состоянии называется критическим объёмом Я. р., а масса делящегося вещества — критической массой. Наименьшей критической массой обладают Я. р. с топливом в виде растворов солей чистых делящихся изотопов в воде и с водяным отражателем нейтронов. Для ²³⁵U эта масса равна 0,8 кг, для ^239Pu — 0,5 кг. Наименьшей критической массой обладает ²⁵¹Cf (теоретически 10 г). Критические параметры графитового Я. р. с естественным ураном: масса урана 45 т, объём графита 450 м³. 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 ν известна для тепловых нейтронов с точностью 0,3% (табл. 1). При увеличении энергии ξ_n нейтрона, вызвавшего деление, ν растет по закону: ν = ν_t + 0,15ξ_n (ξ_n в Мэв), где ν_t соответствует делению тепловыми нейтронами.

         Табл. 1. — Величины ν и η) для тепловых нейтронов (по данным на 1977)

        

        ----------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------

        | ²³³U                          | ²³⁵U                             | ²³⁹Pu                           | ²⁴¹Pu                    |

        |---------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------|

        | ν 2,479                     | 2,416                          | 2,862                          | 2,924                   |

        |---------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------|

        | η 2,283                     | 2,071                          | 2,106                          | 2,155                   |

        ----------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------

        

        Величина (ε—1) обычно составляет лишь несколько %, тем не менее роль размножения на быстрых нейтронах существенна, поскольку для больших Я. р. (К_∞ — 1) << 1 (графитовые Я. р. 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 ϑ достигается в Я. р., который содержит только делящиеся ядра. Энергетические Я. р. используют слабо обогащенный уран (концентрация ²³⁵U Ядерный реактор 3—5%), и ядра ²³⁸U поглощают заметную часть нейтронов. Так, для естественной смеси изотопов урана максимальное значение νϑ = 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 ²³⁸U в процессе замедления (1—φ) существенно снижается в гетерогенных Я. р. Уменьшение (1 — φ) 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 Я. р. 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 Я. р. 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 Я. р. 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 Я. р. происходит изменение состава топлива, связанное с накоплением в нём осколков деления (см. Ядра атомного деление) и с образованием трансурановых элементов (См. Трансурановые элементы), главным образом изотопов Pu. Влияние осколков деления на реактивность Я. р. называется отравлением (для радиоактивных осколков) и зашлаковыванием (для стабильных). Отравление обусловлено главным образом ¹³⁵Xe который обладает наибольшим сечением поглощения нейтронов (2,6·10⁶ барн). Период его полураспада T_1/2 = 9,2 ч, выход при делении составляет 6—7%. Основная часть ¹³⁵Xe образуется в результате распада ¹³⁵] (Тц = 6,8 ч). При отравлении Кэф изменяется на 1—3%. Большое сечение поглощения ¹³⁵Xe и наличие промежуточного изотопа ¹³⁵I приводят к двум важным явлениям: 1) к увеличению концентрации ¹³⁵Xe и, следовательно, к уменьшению реактивности Я. р. 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 = 5·10¹³ нейтрон/см² ․ сек продолжительность йодной ямы Ядерный реактор 30 ч, а глубина в 2 раза превосходит стационарное изменение К_эф, вызванное отравлением ¹³⁵Xe. 2) Из-за отравления могут происходить пространственно-временные колебания нейтронного потока Ф, а значит — и мощности Я. р. Эти колебания возникают при Ф> 10¹³ нейтронов/см² ․ сек и больших размерах Я. р. Периоды колебаний Ядерный реактор 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 Я. р. (главным образом ¹⁴⁹Sm, изменяющий К_эф на 1%). Концентрация вторых и вносимая ими отрицательная реактивность возрастают линейно во времени.

         Образование трансурановых элементов в Я. р. происходит по схемам:

        

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

         Накопление ²³⁹Pu (ядерного горючего) в начале работы Я. р. происходит линейно во времени, причём тем быстрее (при фиксированном выгорании ²³⁵U), чем меньше обогащение урана. Затем концентрация ^239Pu стремится к постоянной величине, которая не зависит от степени обогащения, а определяется отношением сечений захвата нейтронов ²³⁸U и ²³⁹Pu. Характерное время установления равновесной концентрации ^239Pu Ядерный реактор 3/Ф лет (Ф в ед. 10¹³ нейтронов/см²․сек). Изотопы ²⁴⁰Pu, ²⁴¹Pu достигают равновесной концентрации только при повторном сжигании горючего в Я. р. после регенерации ядерного топлива.

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

         При выгорании ядерного топлива реактивность Я. р. уменьшается (в Я. р. 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 Я. р. 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 Я. р. 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 (См. Водо-водяной реактор) мощностью 3 Гвт. Выгружается одновременно вся активная зона после работы Я. р. в течение 3 лет и «выдержки» 3 лет (Ф = 3․10¹³ нейтрон/см²․сек). Начальный состав: ²³⁸U — 77350, ²³⁵U — 2630, ²³⁴U — 20.

         Табл. 2. — Состав выгружаемого топлива, кг

        ------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------

        | ²³⁸U                   | ²³⁵U                   | ²³⁹Tu               | ²³⁶U                   | ²⁴⁰Pu                             |

        | 75400               | 640                   | 420                 | 360                   | 170                               |

        |----------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------|

        | ²⁴¹Pu                 | ²³⁷Np                 | ²¹²Pu               | ²³⁸Pu                 | ²⁴¹Am                            |

        | 70                     | 39                     | 30                   | 14                     | 13                                 |

        |----------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------|

        | ²³¹U                   | ²⁴³Am                | ²⁴⁴Cm              | Более тяжёлые  | Осколки                       |

        | 10                     | 8                       | 2                     | изотопы            | 2821                             |

        |                         |                          |                       | 0,2                    | (в т. ч. отделения ²³⁵     |

        |                         |                          |                       |                          | U—1585)                       |

        ------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------------

        

         Общая масса загруженного топлива на 3 кг превосходит массу выгруженного (выделившаяся энергия «весит» 3 кг). После остановки Я. р. в топливе продолжается выделение энергии сначала главным образом за счёт деления запаздывающими нейтронами, а затем, через 1—2 мин, главным образом за счёт β- и γ-излучении осколков деления и трансурановых элементов. Если до остановки Я. р. работал достаточно долго, то через 2 мин после остановки выделение энергии (в долях энерговыделения до остановки) 3%, через 1 ч — 1%, через сутки — 0,4%, через год — 0,05%.

         Коэффициентом конверсии K_k называется отношение количества делящихся изотопов Pu, образовавшихся в Я. р., к количеству выгоревшего ²³⁵U. Табл. 2 даёт K_K = 0,25. Величина K_K увеличивается при уменьшении обогащения и выгорания. Так, для тяжеловодного Я. р. на естественном уране, при выгорании 10 Гвт ․ сут/т K_K = 0.55, а при совсем малых выгораниях (в этом случае K_K называется начальным плутониевым коэффициентом) K_K = 0,8. Если Я. р. сжигает и производит одни и те же изотопы (реактор-размножитель), то отношение скорости воспроизводства к скорости выгорания называется коэффициентом воспроизводства К_в. В Я. р. на тепловых нейтронах Кв < 1, а для Я. р. на быстрых нейтронах К_в может достигать 1,4—1,5. Рост К_в для Я. р. на быстрых нейтронах объясняется главным образом тем, что для быстрых нейтронов γ растет, α а падает (особенно для ²³⁹Pu, см. Реактор-размножитель).

         Управление Я. р. Для регулирования Я. р. важно, что часть нейтронов при делении вылетает из осколков с запаздыванием. Доля таких запаздывающих нейтронов невелика (0,68% для ²³⁵U, 0,22% для ²³⁹Pu; в табл. 1 ν — сумма числа мгновенных нейтронов ν₀ и запаздывающих ν₃ нейтронов). Время запаздывания Т_зап от 0,2 до 55 сек. Если (К_эф — 1) ≤ ν₃/ν₀, то число делений в Я. р. растет (К_эф > 1) или падает (К_эф < 1), с характерным временем Ядерный реакторТ₃. Без запаздывающих нейтронов эти времена были бы на несколько порядков меньше, что сильно усложнило бы управление Я. р.

         Для управления Я. р. служит система управления и защиты (СУЗ). Органы СУЗ делятся на: аварийные, уменьшающие реактивность (вводящие в Я. р. отрицательную реактивность) при появлении аварийных сигналов; автоматические регуляторы, поддерживающие постоянным нейтронный поток Ф (а значит — и мощность); компенсирующие (компенсация отравления, выгорания, температурных эффектов). В большинстве случаев это стержни, вводимые в активную зону Я. р. (сверху или снизу) из веществ, сильно поглощающих нейтроны (Cd, В и др.). Их движение управляется механизмами, срабатывающими по сигналу приборов, чувствительных к величине нейтронного потока. Для компенсации выгорания могут использоваться выгорающие поглотители, эффективность которых убывает при захвате ими нейтронов (Cd, В, Редкоземельные элементы), или растворы поглощающего вещества в замедлителе. Стабильности работы Я. р. способствует отрицательный температурный коэффициент реактивности (с ростом температуры ρ уменьшается). Если этот коэффициент положителен, то работа органов СУЗ существенно усложняется.

         Я. р. оснащается системой приборов, информирующих оператора о состоянии Я. р.: о потоке нейтронов в разных точках активной зоны, расходе и температуре теплоносителя, уровне ионизирующего излучения (См. Ионизирующие излучения) в различных частях Я. р. и в вспомогательных помещениях, о положении органов СУЗ и др. Информация, получаемая с этих приборов, поступает в ЭВМ, которая может либо выдавать её оператору в обработанном виде (функции учёта), либо на основании математической обработки этой информации выдавать рекомендации оператору о необходимых изменениях в режиме работы Я. р. (машина-советчик), либо, наконец, осуществлять управление Я. р. в определённых пределах без участия оператора (управляющая машина).

         Классификация Я. р. По назначению и мощности Я. р. делятся на несколько групп: 1) Экспериментальный реактор (критическая сборка), предназначенный для изучения различных физических величин, значение которых необходимо для проектирования и эксплуатации Я. р.; мощность таких Я. р. не превышает несколько квт', 2) исследовательские реакторы, в которых потоки нейтронов и γ-квантов, генерируемые в активной зоне, используются для исследований в области ядерной физики, физики твёрдого тела, радиационной химии, биологии, для испытания материалов, предназначенных для работы в интенсивных нейтронных потоках (в т. ч. деталей Я. р.), для производства изотопов. Мощность исследовательского Я. р. не превосходит 100 Мвт; выделяющаяся энергия, как правило, не используется. К исследовательским Я. р. относится импульсный реактор', 3) изотопные Я. р., в которых потоки нейтронов используются для получения изотопов, в том числе Pu и ³H для военных целей (см. Ядерное оружие); 4) энергетические Я. р., в которых энергия, выделяющаяся при делении ядер, используется для выработки электроэнергии, теплофикации, опреснения морской воды, в силовых установках на кораблях и т. д. Мощность (тепловая) современного энергетического Я. р. достигает 3—5 Гвт (см. Ядерная энергетика. Атомная электростанция).

         Я. р. могут различаться также по виду ядерного топлива (естественный уран, слабо обогащенный, чистый делящийся изотоп), по его химическому составу (металлический U, UO₂, UC и т. д.), по виду теплоносителя (H₂O, газ, D₂O, органические жидкости, расплавленный металл), по роду замедлителя (С, H₂O, D₂O, Be, BeO, гидриды металлов, без замедлителя). Наиболее распространены гетерогенные Я. р. на тепловых нейтронах с замедлителями — H₂О, С, D₂О и теплоносителями — H₂O, газ, D₂O. В ближайшие десятилетия будут интенсивно развиваться быстрые реакторы. В них «сжигается» ²³⁸U, что позволяет лучше использовать ядерное топливо (в десятки раз) по сравнению с тепловыми Я. р. Это существенно увеличивает ресурсы ядерной энергетики.

         Лит.: Вейнберг А., Вигнер Е., Физическая теория ядерных реакторов, пер. с англ., М., 1961; Крамеров А. Я., Шевелёв Я. В., Инженерные расчёты ядерных реакторов, М., 1964; Бать Г. А., Коченов А. С., Кабанов Л. Г., Исследовательские ядерные реакторы, М., 1972; Белл Д., Глесстон С., Теория ядерных реакторов, пер. с англ., М., 1974; Гончаров В. В., 30-летие первого советского ядерного реактора, «Атомная энергия», 1977, т, 42, в. 2.

         А. Д. Галанин.

        

        Рис. 1. Продольный разрез реактора Института атомной энергии имени И. В. Курчатова: 1 — активная зона; 2 — загрузочное устройство; 3 — вода-теплоноситель; 4 — радиационная защита; 5 — приводы системы дистанционного управления; 6 — напорный и всасывающий трубопроводы.

        

        Схема образования трансурановых элементов в ядерном реакторе.

        

        Рис. 2. Сборка гетерогенного реактора