ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
устройство,
в к-ром осуществляется управляемая ядерная цепная реакция, 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 ок. тысячи
Я. р. различных типов. Составными частями любого Я. р. являются: активная
зона с ядерным топливом, обычно окружённая отражателем нейтронов,
теплоноситель,
система
регулирования цепной реакции, радиац. защита, система дистанц. управления
(рис. 1). Осн. характеристикой Я. р. является его мощность. Мощность в
1 Мет соответствует
цепной реакции, в к-рой 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 коэфф. К
нейтронов или реактивностью р:
Р = (Каф - 1)/Кэф. (1)
Если Х В качестве делящегося вещества в большинстве
По конструкции Я. р. делятся на гетерогенные
Условие критичности Я. р. имеет вид:
К Условие (1) определяет размеры Я. р.
Величина v известна для тепловых нейтронов
Табл. 1.-В еличины v и TI для тепловых
v 2,479 кпд 2,283 2,416 2,071 2,862 2,106 2,924 2,155 Величина (Е - 1) обычно составляет
Максимально возможное значение в достигается
Вероятность резонансного захвата нейтронов
Для расчёта тепловых Я. р. необходимо
Выгорание и воспроизводство ядерного
Число различных стабильных осколков,
Образование трансурановых элементов
Здесь з означает захват нейтрона, число
Накопление 239Ри (ядерного
Выгорание ядерного топлива характеризуют
При выгорании ядерного топлива реактивность
Табл. 2. -Состав выгружаемого топлива,
Общая масса загруженного топлива на
Коэфф. конверсии К Управление Я. р. Для регулирования
Для управления Я. р. служит система
Я. р. оснащается системой приборов,
Я. р. могут различаться также по виду
Лит.: Вейнберг А., В и г н е
А
Б
В
Г
Д
Е
Ё
Ж
З
И
Й
К
Л
М
Н
О
П
Р
С
Т
У
Ф
Х
Ц
Ч
Ш
Щ
Ъ
Ы
Ь
Э
Ю
Я
реакция нарастает во времени, Я. р. находится в н а дкритичном состоянии
и его реактивность р > 0; если К
затухает, реактор - подкритич е н, р < 0; при К
р = 0 реактор находится в критич. 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 приХ
Я. р. применяют 233U. Если активная зона, кроме ядерного топлива
(природный или обогащённый уран), содержит замедлитель нейтронов (графит,
вода и др. вещества, содержащие лёгкие ядра, см. Замедление нейтронов),
то
осн. часть делений происходит под действием тепловых нейтронов (тепловой
реактор). В Я. р. на тепловых нейтронах может быть использован природный
уран, не обогащённый 235U (такими были первые Я. р.). Если замедлителя
в активной зоне нет, то осн. часть делений вызыват ется быстрыми нейтронами
с энергией Е
Возможны также
реакторы на п р о м е ж уточных нейтронах с энергией 1 - 1000 эв.
реакторы, в к-рых ядерное топливо распределено в активной зоне дискретно
в виде блоков, между к-рыми находится замедлитель нейтронов (рис. 2), и
гомогенные
реакторы, в к-рых ядерное топливо и замедлитель представляют однородную
смесь (раствор или суспензия). Блоки с ядерным топливом в гетерогенном
Я. р., наз. тепловыделяющими элементами
(ТВЭЛ'ами), образуют правильную
решётку; объём, приходящийся на один ТВЭЛ, наз. ячейкой. По характеру использования
Я. р. делятся на энергетические реакторы и исследовательские реакторы.
Часто
один Я. р. выполняет неск. функций (см. Двухцелевой реактор).
К,
нейтронов из активной зоны Я. р., К
нейтронов в активной зоне бесконечно больших размеров, определяемый для
тепловых Я. р. так наз. "формулой 4 сомножителей":
(2) Здесь v - среднее число вторичных (быстрых) нейтронов, возникающих
при делении ядра 235U тепловыми нейтронами, е - коэфф. размножения
на быстрых нейтронах (увеличение числа нейтронов за счёт деления ядер,
гл. обр. ядер 238U, быстрыми нейтронами); ср - вероятность того,
что нейтрон не захватится ядром 238U в процессе замедления,
& - вероятность того, что тепловой нейтрон вызовет деление. Часто пользуются
величиной Т| = v/(l + а), где а - отношение сечения радиац. захвата а
Напр., для Я. р. из естеств. урана и графита v = 2,4, е " 1,03, ЕфО и 0,44,
откуда К" = 1,08. Это означает, что для Кас> 1 необходимо Р<
0,93, что соответствует (как показывает теория Я. р.) размерам активной
зоны Я. р. 5-10 м. Объём совр. энергетич. Я. р. достигает сотен
м3и
определяется гл. обр. возможностями теплосъёма, а не условиями критичности.
Объём активной зоны Я. р. в критич. состоянии наз. критическим объёмом
Я. р., а масса делящегося вещества - критич. массой. Наименьшей критич.
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 239Ри - 0,5
кг. Наименьшей
критич. массой обладает 231 Cf (теоретически 10 г). Критич.
параметры графитового Я. р. с естеств. ураном: масса урана 45 т, объём
графита 450 м3. Для уменьшения утечки нейтронов активной
зоне придают сферич. или близкую к сферич. форму, напр, цилиндр с высотой
порядка диаметра или куб (наименьшее отношение поверхности к объёму).
с точностью 0,3% (табл. 1). При увеличении энергии Е
нейтронов (по данным на 1977)
233U
235U
239Pu
241Pu
лишь неск. % , тем не менее роль размножения на быстрых нейтронах существенна,
поскольку для больших Я. р. (Коо- 1) <К 1 (графитовые Я. р. с естеств.
ураном, в к-рых впервые была осуществлена цепная реакция, невозможно было
бы создать, если бы не существовало деления на быстрых нейтронах).
в Я. р., к-рый содержит только делящиеся ядра. Энергетич.. Я. р. используют
слабо обогащённый уран (концентрация 235U 3-5% ), и ядра 238U
поглощают заметную часть нейтронов. Так, для естеств. смеси изотопов урана
макс, значение vd = 1,32. Поглощение нейтронов в замедлителе и конструкц.
материалах обычно не превосходит 5-20% от поглощения всеми изотопами ядерного
топлива. Из замедлителей наименьшим поглощением нейтронов обладает тяжёлая
вода, из конструкц. материалов - А1 и Zr.
ядрами 238U в процессе замедления (1 -ф) существенно снижается
в гетерогенных Я. р. Уменьшение (1 -ф) 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 естеств. уране.
Она уменьшает величину в, однако этот проигрыш в реактивности существенно
меньше, чем выигрыш из-за уменьшения резонансного поглощения.
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 термодинамич.
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 ср. энергии молекул среды.
На процесс термализации влияют движения ядер, хим. связи атомов и др.
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, гл. обр. изотопов Ри. Влияние
осколков деления на реактивность Я. р. наз. отравлением (для радиоактивных
осколков) и зашлаковыван и е м (для стабильных). Отравление обусловлено
гл. обр. 135Хе, к-рый обладает наибольшим сечением поглощения
нейтронов (2,6-106 барн). Период его полураспада
Ti/
ч,
выход
при делении составляет 6-7% . Осн. часть 135 Хе образуется в
результате распада 1351 (!Пд = 6,8 ч). При отравлении
КэФ
изменяется на 1-3% . Большое сечение поглощения <Э5Хе
и наличие промежуточного изотопа
1351 приводят к двум важным
явлениям: 1) к увеличению концентрации
135Хе 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
нотока нейтронов Ф: при Ф = 5-Ю13 нейтрон' ел2 •
сек продолжительность йодной ямы 30 ч, а глубина в 2 раза превосходит
стационарное изменение К
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/ел2 • сек и больших размерах
Я. р. Периоды колебаний 10 ч.
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 неск. первых суток работы
Я. р. (гл. обр. 149Sm, изменяющий К,ф на 1% ). Концентрация
вторых и вносимая ими отрицательная реактивность возрастают линейно во
времени.
в Я. р. происходит по схемам:
под стрелкой - период полураспада.
горючего) в начале работы Я. р. прэисходит линейно во времени, причём к-м
быстрее (при фиксированном выгорании 235U), чем меньше обогащение
урана. Затем концентрация 2Э9Ри стремится к постоянной величине,
к-рая не зависит от степени обогащения, а определяется отношением сечений
захвата нейтронов 238U и 239Ри. Характерное время
установления равновесной концентрации 239Ри 3/Ф лет (Ф в ед.
1013 нейтронов/ел2 • сек). Изотопы
240Pu,
241Pu
достигают равновесной концентрации только при повторном сжигании горючего
в Я. р. после регенерации ядерного топлива.
суммарной энергией, выделившейся в Я. р. на 1 т топлива. Для Я.
р., работающих на естеств. уране, макс, выгорание 10 Гвт-сут/т
(тяжеловодные
Я. р.). В Я. р. со слабо обогащённым ураном (2-3% 235U) достигается
выгорание 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.
Я. р. уменьшается (в Я. р. на естеств. уране при малых выгораниях происходит
нек-рый 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, к-рую необходимо компенсировать. Во втором случае
такая компенсация нужна только при первоначальном 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 миним. концентрацией делящихся
нуклидов). В табл. 2 приведён состав извлекаемого ядерного топлива (в кг)
в
водоводяном реакторе мощностью 3 Гвт. Выгружается одновременно
вся активная зона после работы Я. р. в течение 3 лет и "выдержки"
3 лет (Ф = 3- 1013 нейтрон/ел"2 • сек ).
Начальный
состав: 238U - 77350, 235U - 2630,
234U
- 20.
кг
238 U
238U
239Tu
238U
240Pu
75400
640
420
360
170
241Рu
70
237Np
39
242Pu
30
238Pu
14
211
Am 13
234 U
243Am
244Cm
Более тяжёлые
изотопы
Осколки 2821
(в т. ч.отделения
10
8
2
0,2
!35U-
1585)
3 кг превосходит массу выгруженного (выделившаяся энергия "весит"
3 кг). После остановки Я. р. в топливе продолжается выделение энергии
сначала гл. обр. за счёт деления запаздывающими нейтронами, а затем, через
1-2 мин, гл. обр. за счёт (3- и -/-излучений 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 1ч - 1% , через сутки - 0,4% , через год - 0,05%
.
отношение количества делящихся изотопов Ри, образовавшихся в Я. р., к количеству
выгоревшего 235U. Табл. 2 даёт К
Величина К
выгорания. Так, для тяжеловодного Я. р. на естеств. уране, при выгорании
10 Гвт-сут/т К
(в этом случае К
К
выгорания наз. коэфф. воспроизводства К
тепловых нейтронах К
нейтронах К, может достигать 1,4-1,5. Рост К, для Я. р. на
быстрых нейтронах объясняется гл. обр. тем, что для быстрых нейтронов
v растёт, а а падает (особенно для 23ЭРи, см. Реактор-размножитель).
Я. р. важно, что часть нейтронов при делении вылетает из осколков с запаздыванием.
Доля таких запаздывающих нейтронов невелика (0,68% для "3U,
0,22% для 239Ри; в табл. 1 v - сумма числа мгновенных
нейтронов Vo и запаздывающих v
(К
нейтронов эти времена были бы на неск. порядков меньше, что сильно усложнило
бы управление Я. р.
управления и защиты (СУЗ). Органы СУЗ делятся на: аварийные, уменьшающие
реактивность (вводящие в Я. р. отрицательную реактивность) при появлении
аварийных сигналов; автоматич. 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
к-рых убывает при захвате ими нейтронов (Cd, В, редкоземельные элементы),
или
растворы поглощающего вещества в замедлителе. Стабильности работы Я. р.
способствует отрицательный температурный коэфф. реактивности (с ростом
темп-ры р уменьшается). Если этот коэфф. положителен, то работа
органов СУЗ существенно усложняется.
информирующих оператора о состоянии Я. р.: о потоке нейтронов в разных
точках активной зоны, расходе и темп-ре теплоносителя, уровне
ионизирующего
излучения в различных частях Я. р. и в вспомогательных помещениях,
о положении органов СУЗ и др. Информация, получаемая с этих приборов, поступает
в ЭВМ, к-рая может либо выдавать её оператору в обработанном виде (функции
учёта), либо на основании матем. обработки этой информации выдавать рекомендации
оператору о необходимых изменениях в режиме работы Я. р. (машинасоветчик),
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 неск. групп: 1) экспериментальный реактор
(критич.
сборка), предназначенный для изучения различных физич. величин, значение
к-рых необходимо для проектирования и эксплуатации Я. р.; мощность таких
Я. р. не превышает неск. кет; 2) исследовательские реакторы, в к-рых
потоки нейтронов и у-квантов, генерируемые в активной зоне, используются
для исследований в области ядерной физики, физики твёрдого тела, радиац.
химии, биологии, для испытания материалов, предназначенных для работы в
интенсивных нейтронных потоках (вт. ч. деталей Я. р.), для произ-ва 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 к-рых потоки нейтронов используются
для получения изотопов, в т. ч. Ри и 3Н для воен. целей (см.
Ядерное
оружие); 4) энергетич. Я. р., в к-рых энергия, выделяющаяся при делении
ядер, используется для выработки электроэнергии, теплофикации, опреснения
мор. воды, в силовых установках на кораблях и т. д. Мощность (тепловая)
совр. энергетич. Я. р. достигает 3-5 Гвт (см.
Ядерная энергетика,
Атомная электростанция).
ядерного топлива (естеств. уран, слабо обогащённый, чистый делящийся изотоп),
по его хим. составу (металлический U, UOz, UC и т. д.), по виду теплоносителя
(Н
на тепловых нейтронах с замедлителями - Н
лучше использовать ядерное топливо (в десятки раз) по сравнению с тепловыми
Я. р. Это существенно увеличивает ресурсы ядерной энергетики.
р Е., Физическая теория ядерных реакторов, пер. с англ., М., 1961; Крамеров
А. Я., Ш евелёв Я. В., Инженерные расчёты ядерных реакторов, М., 1964;
Бать Г. А., К оч е н о в А. С., Кабанов Л. П., Исследовательские ядерные
реакторы, М., 1972; Белл Д.,ГлссстонС., Теория ядерных реакторов, пер.
с англ., >М., 1974; Гончаров 13. В., 30-летие первого советского ядерного
реактора, "Атомная энергия", 1977, т. 42, в. 1. А. Д. Галанин.