Как работает атомный реактор. Управление ядерной реакцией

Мы настолько привыкли к электричеству, что не задумываемся, откуда оно берётся. В основном, оно вырабатывается на электростанциях, которые используют для этого различные источники. Электростанции бывают тепловые, ветряные, геотермальные, солнечные, гидроэлектростанции, атомные. Именно последние вызывают больше всего споров. Спорят об их нужности, надёжности.

По производительности атомная энергетика сегодня – одна из самых эффективных и её доля в мировом производстве электрической энергии довольно значительна, более четверти.

Как устроена атомная электростанция, за счёт чего она вырабатывает энергию? Основной элемент атомной электростанции – ядерный реактор. В нём протекает цепная ядерная реакция, в результате которой выделяется тепло. Реакция эта управляемая, именно поэтому мы можем использовать энергию постепенно, а не получаем ядерный взрыв.

Основные элементы ядерного реактора

• Ядерное топливо: обогащённый уран, изотопы урана и плутония. Чаще всего используется уран 235;
• Теплоноситель для вывода энергии, которая образуется при работе реактора: вода, жидкий натрий и др.;
• Регулирующие стержни;
• Замедлитель нейтронов;
• Оболочка для защиты от излучения.

Видео работы ядерного реактора

Как работает ядерный реактор?

В активной зоне реактора располагаются тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ) – ядерное топливо. Они собраны в кассеты, включающие в себя по несколько десятков ТВЭЛов. По каналам через каждую кассету протекает теплоноситель. ТВЭЛы регулируют мощность реактора. Ядерная реакция возможна только при определённой (критической) массе топливного стержня. Масса каждого стержня в отдельности ниже критической. Реакция начинается, когда все стержни находятся в активной зоне. Погружая и извлекая топливные стержни, реакцией можно управлять.

Итак, при превышении критической массы топливные радиоактивные элементы, выбрасывают нейтроны, которые сталкиваются с атомами. В результате образуется нестабильный изотоп, который сразу же распадается, выделяя энергию в виде гамма излучения и тепла. Частицы, сталкиваясь, сообщают кинетическую энергию друг другу, и количество распадов в геометрической прогрессии увеличивается. Это и есть цепная реакция — принцип работы ядерного реактора. Без управления она происходит молниеносно, что приводит к взрыву. Но в ядерном реакторе процесс находится под контролем.

Таким образом в активной зоне выделяется тепловая энергия, которая передаётся воде, омывающей эту зону (первый контур). Здесь температура воды 250-300 градусов. Далее вода отдаёт тепло второму контуру, после этого – на лопатки турбин, вырабатывающих энергию. Преобразование ядерной энергии в электрическую можно представить схематично:

1. Внутренняя энергия уранового ядра,
2. Кинетическая энергия осколков распавшихся ядер и освободившихся нейтронов,
3. Внутренняя энергия воды и пара,
4. Кинетическая энергия воды и пара,
5. Кинетическая энергия роторов турбины и генератора,
6. Электрическая энергия.

Активная зона реактора состоит из сотен кассет, объединенных металлической оболочкой. Эта оболочка играет также роль отражателя нейтронов. Среди кассет вставлены управляющие стержни для регулировки скорости реакции и стержни аварийной защиты реактора. Далее, вокруг отражателя устанавливается теплоизоляция. Поверх теплоизоляции находится защитная оболочка из бетона, которая задерживает радиоактивные вещества и не пропускает их в окружающее пространство.

Где используются ядерные реакторы?

• Энергетические ядерные реакторы используются на атомных электростанциях, в судовых электрических установках, на атомных станциях теплоснабжения.
• Реакторы конвекторы и размножители применяются для производства вторичного ядерного топлива.
• Исследовательские реакторы нужны для радиохимических и биологических исследований, производства изотопов.

Несмотря на все споры и разногласия по поводу ядерной энергетики атомные электростанции продолжают строиться и эксплуатироваться. Одна из причин – экономичность. Простой пример: 40 цистерн мазута или 60 вагонов угля производят столько же энергии, сколько 30 килограммов урана.

Вот этот невзрачный серый цилиндр и является ключевым звеном российской атомной индустрии. Выглядит, конечно, не слишком презентабельно, но стоит понять его назначение и взглянуть на технические характеристики, как начинаешь осознавать, почему секрет его создания и устройства государство охраняет как зеницу ока.

Да, забыл представить: перед вами газовая центрифуга для разделения изотопов урана ВТ-3Ф (n-го поколения). Принцип действия элементарный, как у молочного сепаратора, тяжелое, по воздействием центробежной силы, отделяется от легкого. Так в чем же значимость и уникальность?

Для начала ответим на другой вопрос – а вообще, зачем разделять уран?

Природный уран, который вот прямо в земле лежит, представляет из себя коктейль из двух изотопов: урана-238 и урана-235 (и 0,0054 % U-234).
Уран-238 , это просто тяжелый, серого цвета металл. Из него можно сделать артиллерийский снаряд, ну или… брелок для ключей. А вот что можно сделать из урана-235 ? Ну во первых атомную бомбу, во вторых топливо для АЭС. И вот тут мы подходим к ключевому вопросу – как разделить эти два, практически идентичных атома, друг от друга? Нет, ну действительно, КАК?!

Кстати: Радиус ядра атома урана —1.5 10 -8 см.

Для того, что бы атомы урана можно было загнать в технологическую цепочку, его (уран) нужно превратить в газообразное состояние. Кипятить смысла нет, достаточно соединить уран с фтором и получить гексафторид урана ГФУ . Технология его получения не очень сложная и затратная, а потому ГФУ получают прямо там, где этот уран и добывают. UF6 является единственным легколетучим соединением урана (при нагревании до 53°С гексафторид (на фото) непосредственно переходит из твердого состояния в газообразное). Затем его закачивают в специальные емкости и отправляют на обогащение.

Немного истории

В самом начале ядерной гонки, величайшими научными умами, как СССР, так и США, осваивалась идея диффузионного разделения – пропускать уран через сито. Маленький 235-й изотоп проскочит, а «толстый» 238-й застрянет. Причем изготовить сито с нано-отверстиями для советской промышленности в 1946-м году было не самой сложной задачей.

Из доклада Исаака Константиновича Кикоина на научно-технического совете при Совете Народных Комиссаров (приведен в сборнике рассекреченных материалах по атомному проекту СССР (Ред. Рябев)): В настоящее время мы научились делать сетки с отверстиями около 5/1 000 мм, т.е. в 50 раз большими длины свободного пробега молекул при атмосферном давлении. Следовательно, давление газа, при котором разделение изотопов на таких сетках будет происходить, должно быть меньше 1/50 атмосферного давления. Практически мы предполагаем работать при давлении около 0,01 атмосферы, т.е. в условиях хорошего вакуума. Расчет показывает, что для получения продукта, обогащенного до концентрации в 90 % легким изотопом (такая концентрация достаточна для получения взрывчатого вещества), нужно соединить в каскад около 2 000 таких ступеней. В проектируемой и частично изготовленной нами машине рассчитывается получить 75-100 г урана-235 в сутки. Установка будет состоять приблизительно из 80-100 «колонн», в каждой из которых будет смонтировано 20-25 ступеней».

Ниже приведен документ — доклад Берии Сталину о подготовке первого атоиного взрыва. Внизу дана небольшая справка о наработанных ядерных материалах к началу лета 1949-го года.

И вот теперь сами представьте – 2000 здоровенных установок, ради каких-то 100 грамм! Ну а куда деваться-то, бомбы ведь нужны. И стали строить заводы, и не просто завода, а целые города. И ладно только города, электричества эти диффузионные заводы требовали столько, что приходилось строить рядом отдельные электростанции.

В СССР Первая очередь Д-1 комбината №813, была рассчитана на суммарный выпуск 140 граммов 92-93 %-ного урана-235 в сутки на 2-х идентичных по мощности каскадах из 3100 ступеней разделения. Под производство отводился недостроенный авиационный завод в поселке Верх-Нейвинск, что в 60 км от Свердловска. Позже он превратился в Свердловск-44, а 813-й завод (на фото) в Уральский электрохимический комбинат – крупнейшее в мире разделительное производство.

И хотя технология диффузионного разделения, пусть и с большими технологическими трудностями, было отлажена, идея освоения более экономичного центрифужного процесса не сходила с повестки дня. Ведь если удастся создать центрифугу, то энергопотребление сократится от 20 до 50 раз!

Как устроена центрифуга?

Устроена она более чем элементарно и похожа на старую стиральную машину, работающую в режиме «отжим/сушка». В герметичном кожухе находится вращающийся ротор. В этот ротор подается газ (UF6) . За счет центробежной силы, в сотни тысяч раз превышающей поле тяготения Земли, газ начинает разделяться на «тяжелую» и «легкую» фракции. Легкие и тяжелые молекулы начинают группироваться в разных зонах ротора, но не в центре и по периметру, а в верху и в низу.

Это возникает из-за конвекционных потоков – крышка ротора имеет подогрев и возникает противоток газа. Вверху и в низу цилиндра установлены две небольших трубочки – заборника. В нижнею трубку попадает обедненная смесь, в верхнюю – смесь с большей концентрацией атомов 235U . Эта смесь попадает в следующую центрифугу, и так далее, пока концентрация 235-го урана не достигнет нужного значения. Цепочка центрифуг называется каскад.

Технические особенности.

Ну во первых скорость вращения — у современного поколения центрифуг она достигает 2000 об/сек (тут даже не знаю с чем сравнить…в 10 раз быстрее чем турбина в авиадвигателе)! И работает она без остановки ТРИ ДЕСЯТКА лет! Т.е. сейчас в каскадах вращаются центрифуги, включенные еще при Брежневе! СССР уже нет, а они все крутятся и крутятся. Не трудно подсчитать, что за свой рабочий цикл ротор совершает 2 000 000 000 000 (два триллиона) оборотов. И какой подшипник это выдержит? Да никакой! Нет там подшипников.

Сам ротор представляет из себя обыкновенный волчок, внизу у него прочная иголка, опирающаяся на корундовый подпятник, а верхний конец висит в вакууме, удерживаясь электромагнитным полем. Иголка тоже не простая, сделанная из обычной проволоки для рояльных струн, она закалена очень хитрым способом (каким – ГТ). Не трудно представить, что при такой бешеной скорости вращения, сама центрифуга должна быть не просто прочной, а сверхпрочной.

Вспоминает академик Иосиф Фридляндер: «Трижды вполне расстрелять могли. Однажды, когда мы уже получили Ленинскую премию, случилась крупная авария, у центрифуги отлетела крышка. Куски разлетелись, разрушили другие центрифуги. Поднялось радиоактивное облако. Пришлось всю линию останавливать — километр установок! В Средмаше центрифугами командовал генерал Зверев, до атомного проекта он работал в ведомстве Берии. Генерал на совещании сказал: «Положение критическое. Под угрозой оборона страны. Если мы быстро не выправим положение, для вас повторится 37-й год». И сразу совещание закрыл. Придумали мы тогда совершенно новую технологию с полностью изотропной равномерной структурой крышек, но требовались очень сложные установки. С тех пор именно такие крышки и производятся. Никаких неприятностей больше не было. В России 3 обогатительных завода, центрифуг многие сотни тысяч.»
На фото: испытания первого поколения центрифуг

Корпуса роторов тоже поначалу были металлические, пока на смену им не пришел… углепластик. Легкий и особопрочный на разрыв, он является идеальным материалом для вращающегося цилиндра.

Вспоминает Генеральный директор УЭХК (2009-2012) Александр Куркин: «Доходило до смешного. Когда испытывали и проверяли новое, более «оборотистое» поколение центрифуг, один из сотрудников не стал дожидаться полной остановки ротора, отключил ее из каскада и решил перенести на руках на стенд. На вместо движения вперед, как не упирался, он с этим цилиндром в обнимку, стал двигаться назад. Так мы воочию убедились, что земля вращается, а гироскоп, это великая сила.»

Кто изобрел?

О, это загадка, погружённая в тайну и укутанная неизвестностью. Тут вам и немецкие плененные физики, ЦРУ, офицеры СМЕРШа и даже сбитый летчик-шпион Пауэрс. А вообще принцип газовой центрифуги описан еще в конце 19-го века.

Ещё на заре Атомного проекта инженер Особого конструкторского бюро Кировского завода Виктор Сергеев предлагал центрифужный метод разделения, но сначала его идею коллеги не одобряли. Параллельно над созданием разделительной центрифуги в специальном НИИ­-5 в Сухуми бились учёные из побеждённой Германии: доктор Макс Штеенбек, который при Гитлере работал ведущим инженером Siemens, и бывший механик «Люфтваффе», выпускник Венского университета Гернот Циппе. Всего в группу входило около 300 «вывезенных» физиков.

Вспоминает генеральный директор ЗАО «Центротех-СПб» ГК «Росатом» Алексей Калитеевский: «Наши специалисты пришли к выводу, что немецкая центрифуга абсолютно непригодна для промышленного производства. В аппарате Штеенбека не было системы передачи частично обогащённого продукта в следующую ступень. Предлагалось охлаждать концы крышки и замораживать газ, а потом его разморозить, собрать и пустить в следующую центрифугу. То есть, схема неработоспособная. Однако в проекте было несколько очень интересных и необычных технических решений. Эти «интересные и необычные решения» были соединены с результатами, полученными советскими учёными, в частности с предложениями Виктора Сергеева. Условно говоря, наша компактная центрифуга - на треть плод немецкой мысли, а на две трети - советской». Кстати, когда Сергеев приезжал в Абхазию и высказывал тем же Штеенбеку и Циппе свои мысли по поводу отбора урана, Штеенбек и Циппе отмахнулись от них, как от нереализуемых.

Итак что же придумал Сергеев.

А предложение Сергеева заключалось в создании отборников газа в виде трубок Пито. Но доктор Штеенбек, съевший зубы, как он считал, на этой теме, проявил категоричность: «Они станут тормозить поток, вызывать турбулентность, и никакого разделения не будет!» Спустя годы, работая над мемуарами, он об этом пожалеет: «Идея, достойная того, чтобы исходить от нас! Но мне она в голову не приходила…».

Позже, оказавшись за пределами СССР Штеенбек центрифугами больше не занимался. А вот Геронт Циппе перед отъездом в Германию имел возможность ознакомиться с опытным образцом центрифуги Сергеева и гениально простым принципом ее работы. Оказавшись на Западе, «хитрый Циппе», как его нередко называли, запатентовал конструкцию центрифуги под своим именем (патент №1071597 от 1957 года, заявлен в 13 странах). В 1957 году, переехав в США, Циппе построил там работающую установку, воспроизведя по памяти опытный образец Сергеева. И назвал ее, отдадим должное, «Русской центрифугой» (на фото).

Кстати, русская инженерная мысль проявила себя и в многих других случаях. В качестве примера можно привести элементарный аварийный запорный клапан. Там нет датчиков, детектеров и электронных схем. Там есть только самоварный краник, который своим лепестком касается станины каскада. Если что не так, и центрифуга меняет свое положение в пространстве, он просто поворачивается и закрывает входную магистраль. Это как в анекдоте про американскую ручку и русский карандаш в космосе.

Наши дни

На этой неделе автор этих строк присутствовал на знаменательном событии – закрытии российского офиса наблюдателей министерства энергетики США по контракту ВОУ-НОУ . Эта сделка (высокообогащенный уран – низкообогащенный уран) была, да и остается крупнейшим соглашением в области ядерной энергетики между Россией и Америкой. По условиям контракта российские атомщики переработали 500 тонн нашего оружейного (90%) урана в топливный (4%) ГФУ для американских АЭС. Доходы за 1993-2009 годы составили 8,8 млрд. долларов США. Это стало логическим исходом технологического прорыва наших ядерщиков в области разделения изотопов, сделанного в послевоенные годы.
На фото: каскады газовых центрифуг в одном из цехов УЭХК. Здесь их около 100 000 шт.

Благодаря центрифугам мы получили тысячи тонн относительно дешевого, как военного, так и коммерческого продукта. Атомная отрасль, одна из немногих оставшихся (военная авиация, космос), где Россия удерживает непререкаемое первенство. Одних только зарубежных заказов на десять лет вперед (с 2013 года по 2022 год), портфель «Росатома» без учета контракта ВОУ-НОУ составляет 69,3 миллиарда долларов. В 2011 году он перевалил за 50 миллиардов…
На фото склад контейнеров с ГФУ на УЭХК.

28 сентября 1942 г. было принято постановление Государственного Комитета Обороны № 2352сс «Об организации работ по урану». Эта дата считается официальным началом отсчета истории атомной отрасли России.

Ядерный реактор — устройство, в котором осуществляется управляемая цепная ядерная реакция, сопровождающаяся выделением энергии.

История

Самоподдерживающаяся управляемая цепная реакция деления ядер (кратко — цепная реакция) была впервые осуществлена в декабре 1942 г. Группа физиков Чикагского университета , возглавляемая Э. Ферми , построила первый в мире ядерный реактор, названный СР-1 . Он состоял из графитовых блоков, между которыми были расположены шары из природного урана и его двуокиси. Быстрые нейтроны, появляющиеся после деления ядер 235U , замедлялись графитом до тепловых энергий, а затем вызывали новые деления ядер. Реакторы, подобные СР-1, в которых основная доля делений происходит под действием тепловых нейтронов, называют реакторами на тепловых нейтронах. В их состав входит очень много замедлителя по сравнению с ураном.

В СССР теоретические и экспериментальные исследования особенностей пуска, работы и контроля реакторов были проведены группой физиков и инженеров под руководством академика И. В. Курчатова . Первый советский реактор Ф-1 выведен в критическое состояние 25 декабря 1946 г. Реактор Ф-1 набран из графитовых блоков и имеет форму шара диаметром примерно 7,5 м. В центральной части шара диаметром 6 м по отверстиям в графитовых блоках размещены урановые стержни. Результаты исследований на реакторе Ф-1 стали основой проектов более сложных по конструкции промышленных реакторов. В 1949 г. введён в действие реактор по производству плутония, а 27 июня 1954 г. вступила в строй первая в мире атомная электростанция электрической мощностью 5 МВт в г. Обнинске.

Устройство и принцип работы

Механизм энерговыделения

Превращение вещества сопровождается выделением свободной энергии лишь в том случае, если вещество обладает запасом энергий. Последнее означает, что микрочастицы вещества находятся в состоянии с энергией покоя большей, чем в другом возможном, переход в которое существует. Самопроизвольному переходу всегда препятствует энергетический барьер, для преодоления которого микрочастица должна получить извне какое-то количество энергии — энергии возбуждения. Экзоэнергетическая реакция состоит в том, что в следующем за возбуждением превращении выделяется энергии больше, чем требуется для возбуждения процесса. Существуют два способа преодоления энергетического барьера: либо за счёт кинетической энергии сталкивающихся частиц, либо за счёт энергии связи присоединяющейся частицы.

Если иметь в виду макроскопические масштабы энерговыделения, то необходимую для возбуждения реакций кинетическую энергию должны иметь все или сначала хотя бы некоторая доля частиц вещества. Это достижимо только при повышении температуры среды до величины, при которой энергия теплового движения приближается к величине энергетического порога, ограничивающего течение процесса. В случае молекулярных превращений, т. е. химических реакций, такое повышение обычно составляет сотни градусов Кельвина, в случае же ядерных реакций — это минимум 107°К из-за очень большой высоты кулоновских барьеров сталкивающихся ядер. Тепловое возбуждение ядерных реакций осуществлено на практике только при синтезе самых лёгких ядер, у которых кулоновские барьеры минимальны (термоядерный синтез). Возбуждение присоединяющимися частицами не требует большой кинетической энергии, и, следовательно, не зависит от температуры среды, поскольку происходит за счёт неиспользованных связей, присущих частицам сил притяжения. Но зато для возбуждения реакций необходимы сами частицы. И если опять иметь в виду не отдельный акт реакции, а получение энергии в макроскопических масштабах, то это возможно лишь при возникновении цепной реакции. Последняя же возникает, когда возбуждающие реакцию частицы снова появляются как продукты экзоэнергетической реакции.

Схематическое устройство гетерогенного реактора на тепловых нейтронах1 — управляющий стержень; 2 — биологическая защита; 3 — тепловая защита; 4 — замедлитель; 5 — ядерное топливо; 6 — теплоноситель.

Схематическое устройство гетерогенного реактора на тепловых нейтронах

управляющий стержень;

биологическая защита;

тепловая защита;

замедлитель;

ядерное топливо;

теплоноситель.

Конструкция

Любой ядерный реактор состоит из следующих частей:

Активная зона с ядерным топливом и замедлителем;

Отражатель нейтронов, окружающий активную зону;

Теплоноситель;

Система регулирования цепной реакции, в том числе аварийная защита

Радиационная защита

Система дистанционного управления

Основная характеристика реактора — его выходная мощность. Мощность в 1 МВт соответствует цепной реакции, при которой происходит 3·1016 делений в 1 сек.

Физические принципы работы

Текущее состояние ядерного реактора можно охарактеризовать эффективным коэффициентом размножения нейтронов k или реактивностью ρ, которые связаны следующим соотношением:

Для этих величин характерны следующие значения:

k > 1 — цепная реакция нарастает во времени, реактор находится в надкритичном состоянии, его реактивность ρ > 0;

k < 1 — реакция затухает, реактор — подкритичен, ρ < 0;

k = 1, ρ = 0 — число делений ядер постоянно, реактор находится в стабильном критическом состоянии.

Условие критичности ядерного реактора:

ω есть доля полного числа образующихся в реакторе нейтронов, поглощённых в активной зоне реактора, или вероятность избежать нейтрону утечки из конечного объема.

k 0 — коэффициент размножения нейтронов в активной зоне бесконечно больших размеров.

Обращение коэффициента размножения в единицу достигается сбалансированием размножения нейтронов с их потерями. Причин потерь фактически две: захват без деления и утечка нейтронов за пределы размножающей среды.

Очевидно, что k < k0, поскольку в конечном объёме вследствие утечки потери нейтронов обязательно больше, чем в бесконечном. Поэтому, если в веществе данного состава k0 < 1, то цепная самоподдерживающаяся реакция невозможна как в бесконечном, так и в любом конечном объёме. Таким образом, k0 определяет принципиальную способность среды размножать нейтроны

k0 для тепловых реакторов можно определить по так называемой «формуле 4-х сомножителей»:

μ — коэффициент размножения на быстрых нейтронах;

φ — вероятность избежать резонансного захвата;

θ — коэффициент использования тепловых нейтронов;

η — выход нейтронов на одно поглощение.

Объёмы современных энергетических реакторов могут достигать сотен м 3 и определяются главным образом не условиями критичности, а возможностями теплосъёма.

Критический объём ядерного реактора — объём активной зоны реактора в критическом состоянии. Критическая масса — масса делящегося вещества реактора, находящегося в критическом состоянии.

Наименьшей критической массой обладают реакторы, в которых топливом служат водные растворы солей чистых делящихся изотопов с водяным отражателем нейтронов. Для 235 U эта масса равна 0,8 кг, для 239 Pu — 0,5 кг. Теоретически, наименьшей критической массой обладает 251 Cf, для которого эта величина составляет всего 10 г.

С целью уменьшения утечки нейтронов, активной зоне придают сферическую или близкую к сферической форму, например короткого цилиндра или куба, так как эти фигуры обладают наименьшим отношением площади поверхности к объёму.

Несмотря на то, что величина (e — 1) обычно невелика, роль размножения на быстрых нейтронах достаточно велика, поскольку для больших ядерных реакторов (К∞ — 1) << 1. Без этого процесса было бы невозможным создание первых графитовых реакторов на естественном уране.

Для начала цепной реакции обычно достаточно нейтронов, рождаемых при спонтанном делении ядер урана. Возможно также использование внешнего источника нейтронов для запуска реактора, например, смеси Ra и Be, 252 Cf или других веществ.

Иодная яма

Иодная яма — состояние ядерного реактора после его выключения, характеризующееся накоплением короткоживущего изотопа ксенона (135 Xe). Этот процесс приводит к временному появлению значительной отрицательной реактивности, что, в свою очередь, делает невозможным вывод реактора на проектную мощность в течение определённого периода (около 1—2 суток).

Классификация

По характеру использования

По характеру использования ядерные реакторы делятся на:

Экспериментальные реакторы, предназначенные для изучения различных физических величин, значение которых необходимо для проектирования и эксплуатации ядерных реакторов; мощность таких реакторов не превышает несколько кВт;

Исследовательские реакторы, в которых потоки нейтронов и γ-квантов, создаваемые 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 ядерных реакторов), для производства изотопов. Мощность исследовательских реакторов не превосходит 100 Мвт; выделяющаяся энергия, как правило, не используется.

Изотопные (оружейные, промышленные) реакторы, используемые для наработки изотопов, используемых в ядерных вооружениях, например 239Pu.

Энергетические реакторы, предназначенные для получения электрической и тепловой энергии, используемой в энергетике, при опреснении воды, для привода силовых установок кораблей и т. д.; Тепловая мощность современного энергетического реактора достигает 3—5 ГВт.

По спектру нейтронов

Реактор на тепловых нейтронах («тепловой реактор»)

Реактор на быстрых нейтронах («быстрый реактор»)

Реактор на промежуточных нейтронах

По размещению топлива

Гетерогенные реакторы, где топливо размещается в активной зоне дискретно в виде блоков, между которыми находится замедлитель;

Гомогенные реакторы, где топливо и замедлитель представляют однородную смесь (гомогенную систему).

Блоки ядерного топлива в гетерогенном реакторе называются тепловыделяющими элементами (ТВЭЛ’ами), которые размещаются в активной зоне в узлах правильной решётки, образуя ячейки.

По виду топлива

По степени обогащения:

Естественный уран

Слабо обогащённый уран

Чистый делящийся изотоп

По химическому составу:

металлический U

UO 2 (диоксид урана)

UC (карбид урана) и т. д.

По виду теплоносителя

H 2 O (вода, см. Водо-водяной реактор)

Газ, (см. Графито-газовый реактор)

Реактор с органическим теплоносителем

Реактор с жидкометаллическим теплоносителем

Реактор на расплавах солей

По роду замедлителя

С (графит, см. Графито-газовый реактор, Графито-водный реактор)

H 2 O (вода, см. Легководный реактор, Водо-водяной реактор, ВВЭР)

D 2 O (тяжёлая вода, см. Тяжеловодный ядерный реактор, CANDU)

Гидриды металлов

Без замедлителя

По конструкции

Корпусные реакторы

Канальные реакторы

По способу генерации пара

Реактор с внешним парогенератором

Кипящий реактор

В начале XXI века наиболее распространены гетерогенные ядерные реакторы на тепловых нейтронах с замедлителями — H 2 O, С, D 2 O и теплоносителями — H 2 O, газ, D 2 O, например, водо-водяные ВВЭР, канальные РБМК.

Перспективными являются также быстрые реакторы. Топливом в них служит 238U, что позволяет в десятки раз улучшить использование ядерного топлива по сравнению с тепловыми реакторами, это существенно увеличивает ресурсы ядерной энергетики.

Материалы реакторов

Материалы, из которых строят реакторы, работают при высокой температуре в поле нейтронов, γ-квантов и осколков деления. Поэтому для реакторостроения пригодны не все материалы, применяемые в других отраслях техники. При выборе реакторных материалов учитывают их радиационную стойкость, химическую инертность, сечение поглощения и другие свойства.

Оболочки ТВЭЛов, каналы, замедлители (отражатели) изготовляют из материалов с небольшими сечениями поглощения. Применение материалов, слабо поглощающих нейтроны, снижает непроизводительный расход нейтронов, уменьшает загрузку ядерного топлива и увеличивает коэффициент воспроизводства КВ. Для поглощающих стержней, наоборот, пригодны материалы с большим сечением поглощения. Это значительно сокращает количество стержней, необходимых для управления реактором.

Быстрые нейтроны, γ-кванты и осколки деления повреждают структуру вещества. Так, в твёрдом веществе быстрые нейтроны выбивают атомы из кристаллической решётки или сдвигают их с места. Вследствие этого ухудшаются пластические свойства и теплопроводность материалов. Сложные молекулы под действием излучения распадаются на более простые молекулы или составные атомы. Например, вода разлагается на кислород и водород. Это явление известно под названием радиолиза воды.

Радиационная нестойкость материалов меньше сказывается при высоких температурах. Подвижность атомов становится настолько большой, что вероятность возвращения выбитых из кристаллической решётки атомов на своё место или рекомбинация водорода и кислорода в молекулу воды заметно увеличивается. Так, радиолиз воды несуществен в энергетических некипящих реакторах (например, ВВЭР), в то время как в мощных исследовательских реакторах выделяется значительное количество гремучей смеси. В реакторах есть специальные системы для ее сжигания.

Реакторные материалы контактируют между собой (оболочка ТВЭЛа с теплоносителем и ядерным топливом, тепловыделяющие кассеты — с теплоносителем и замедлителем и т. д.). Естественно, что контактирующие материалы должны быть химически инертными (совместимыми). Примером несовместимости служат уран и горячая вода, вступающие в химическую реакцию.

У большинства материалов прочностные свойства резко ухудшаются с увеличением температуры. В энергетических реакторах конструкционные материалы работают при высоких температурах. Это ограничивает выбор конструкционных материалов, особенно для тех деталей энергетического реактора, которые должны выдерживать высокое давление.

Выгорание и воспроизводство ядерного топлива

В процессе работы ядерного реактора из-за накопления в топливе осколков деления изменяется его изотопный и химический состав, происходит образование трансурановых элементов, главным образом изотопов Pu. Влияние осколков деления на реактивность ядерного реактора называется отравлением (для радиоактивных осколков) и зашлаковыванием (для стабильных изотопов).

Основная причина отравления реактора — 135 Xe, обладающий наибольшим сечением поглощения нейтронов (2,6·106 барн). Период полураспада 135 Xe T½ = 9,2 ч; выход при делении составляет 6—7%. Основная часть 135Xe образуется в результате распада 135 I (T½ = 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:

К увеличению концентрации 135 Xe и, следовательно, к уменьшению реактивности реактора после его остановки или снижения мощности («иодная яма»), что делает невозможным кратковременные остановки и колебания выходной мощности. Данный эффект преодолевается введением запаса реактивности в органах регулирования. Глубина и продолжительность йодной ямы зависят от потока нейтронов Ф: при Ф = 5·1018 нейтрон/(см 2 ·сек) продолжительность йодной ямы ˜ 30 ч, а глубина в 2 раза превосходит стационарное изменение Кэф, вызванное отравлением 135 Xe.

Из-за отравления могут происходить пространственно-временные колебания нейтронного потока Ф, а, следовательно, и мощности реактора. Эти колебания возникают при Ф > 1018 нейтронов/(см 2 ·сек) и больших размерах реактора. Периоды колебаний ˜ 10 ч.

При делении ядер возникает большое число стабильных осколков, которые различаются сечениями поглощения по сравнению с сечением поглощения делящегося изотопа. Концентрация осколков с большим значением сечения поглощения достигает насыщения в течение нескольких первых суток работы реактора. Главным образом это 149Sm, изменяющий Кэф на 1%). Концентрация осколков с малым значением сечения поглощения и вносимая ими отрицательная реактивность возрастают линейно во времени.

Образование трансурановых элементов в ядерном реакторе происходит по следующим схемам:

235 U + n → 236 U + n → 237 U →(7 сут)→ 237 Np + n → 238 Np →(2,1 сут)→ 238 Pu

238 U + n → 239 U →(23 мин)→ 239 Np →(2,3 сут)→ 239 Pu (+осколки) + n → 240 Pu + n → 241 Pu (+осколки) + n → 242 Pu + n → 243 Pu →(5 ч)→ 243 Am + n → 244 Am →(26 мин)→ 244 Cm

Время между стрелками обозначает период полураспада, «+n» обозначает поглощение нейтрона.

В начале работы реактора происходит линейное накопление 239 Pu, причём тем быстрее (при фиксированном выгорании 235 U), чем меньше обогащение урана. Далее 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. 1013 нейтронов/см 2 ×сек). Изотопы 240 Pu, 241 Pu достигают равновесной концентрации только при повторном сжигании горючего в ядерном реакторе после регенерации ядерного топлива.

Выгорание ядерного топлива характеризуют суммарной энергией, выделившейся в реакторе на 1 топлива. Эта величина составляет:

˜ 10 Гвт·сут/т — реакторы на тяжёлой воде;

˜ 20—30 Гвт·сут/т — реакторы на слабообогащённом уране (2—3% 235U);

до 100 Гвт·сут/т — реакторы на быстрых нейтронах.

Выгорание 1 Гвт·сут/т соответствует сгоранию 0,1% ядерного топлива.

По мере выгорания топлива реактивность реактора уменьшается. Замена выгоревшего топлива производится сразу из всей активной зоны или постепенно, оставляя в работе ТВЭЛы разных «возрастов». Такой режим называется непрерывной перегрузкой топлива.

В случае полной замены топлива, реактор имеет избыточную реактивность, которую нужно компенсировать, тогда как во втором случае компенсация требуется только при первом пуске реактора. Непрерывная перегрузка позволяет повысить глубину выгорания, т. к. реактивность реактора определяется средними концентрациями делящихся изотопов.

Масса загруженного топлива превосходит массу выгруженного за счёт «веса» выделившейся энергии. После остановки реактора, сначала главным образом за счёт деления запаздывающими нейтронами, а затем, через 1—2 мин, за счёт β- и γ-излучения осколков деления и трансурановых элементов, в топливе продолжается выделение энергии. Если реактор работал достаточно долго до момента остановки, то через 2 мин после остановки выделение энергии составляет около 3%, через 1 ч — 1%, через сутки — 0,4%, через год — 0,05%.

Отношение количества делящихся изотопов Pu, образовавшихся в ядерном реакторе, к количеству выгоревшего 235 U называется коэффициентом конверсии KK. Величина KK увеличивается при уменьшении обогащения и выгорания. Для тяжеловодного реактора на естественном уране, при выгорании 10 Гвт·сут/т KK = 0,55, а при небольших выгораниях (в этом случае KK называется начальным плутониевым коэффициентом) KK = 0,8. Если ядерный реактор сжигает и производит одни и те же изотопы (реактор-размножитель), то отношение скорости воспроизводства к скорости выгорания называется коэффициентом воспроизводства КВ. В ядерных реакторах на тепловых нейтронах КВ < 1, а для реакторов на быстрых нейтронах КВ может достигать 1,4—1,5. Рост КВ для реакторов на быстрых нейтронах объясняется главным образом тем, что, особенно в случае 239 Pu, для быстрых нейтронов g растёт, а а падает.

Управление ядерным реактором

Ядерный реактор может работать с заданной мощностью в течение длительного времени только в том случае, если в начале работы имеет запас реактивности. Протекающие в реакторе процессы вызывают ухудшение размножающих свойств среды, и без механизма восстановления реактивности реактор не смог бы работать даже малое время. Первоначальный запас реактивности создается путём постройки активной зоны с размерами, значительно превосходящими критические. Чтобы реактор не становился надкритичным, в активную зону вводятся вещества-поглотители нейтронов. Поглотители входят в состав материала управляющих стержней, перемещающихся по соответствующим каналам в активной зоне. Причём если для регулирования достаточно всего нескольких стержней, то для компенсации начального избытка реактивности число стержней может достигать сотни. Компенсирующие стержни постепенно выводятся из активной зоны реактора, обеспечивая критическое состояние в течение всего времени его работы. Компенсация выгорания может также достигаться применением специальных поглотителей, эффективность которых убывает при захвате ими нейтронов (Cd, В, редкоземельные элементы) или растворов поглощающих веществ в замедлителе.

Управление ядерным реактором упрощает тот факт, что часть нейтронов при делении вылетает из осколков с запаздыванием, которое может составить от 0,2 до 55 сек. Благодаря этому, нейтронный поток и, соответственно, мощность изменяются достаточно плавно, давая время на принятие решения и изменение состояния реактора извне.

Для управления ядерным реактором служит система управления и защиты (СУЗ). Органы СУЗ делятся на:

Аварийные, уменьшающие реактивность (вводящие в реактор отрицательную реактивность) при появлении аварийных сигналов;

Автоматические регуляторы, поддерживающие постоянным нейтронный поток Ф (т. е. мощность на выходе);

Компенсирующие, служащие для компенсации отравления, выгорания, температурных эффектов.

В большинстве случаев для управления реактором используют стержни, вводимые в активную зону, изготовленные из материалов, сильно поглощающих нейтроны (Cd, В и др.). Движение стержней управляется специальными механизмами, работающими по сигналам приборов, чувствительных к величине нейтронного потока.

Работа органов СУЗ заметно упрощается для реакторов с отрицательным температурным коэффициентом реактивности (с ростом температуры r уменьшается).

На основе информации о состоянии реактора, специальным вычислительным комплексом формируются рекомендации оператору по изменению состояния реактора, либо, в определённых пределах, управление реактором производится без участия оператора.

На случай непредвиденного катастрофического развития цепной реакции, в каждом реакторе предусмотрено экстренное прекращение цепной реакции, осуществляемое сбрасыванием в активную зону специальных аварийных стержней или стержней безопасности — система аварийной защиты.

I. Устройство ядерного реактора

Ядерный реактор состоит из следующих пяти основных элементов:

1) ядерного горючего;

2) замедлителя нейтронов;

3) системы регулирования;

4) системы охлаждения;

5) защитного экрана.

1. Ядерное горючее.

Ядерное горючее является источником энергии. В настоящее время известны три вида расщепляющихся материалов:

а) уран 235, который составляет в природном уране 0,7 %, или 1/140 часть;

6) плутоний 239, который образуется в некоторых реакторах на базе урана 238, составляющего почти всю массу природного урана (99,3 %, или 139 /140 частей).

Захватывая, нейтроны, ядра урана 238 превращаются в ядра нептуния - 93-го элемента периодической системы Менделеева; последние в свою очередь превращаются в ядра плутония - 94-го элемента периодической системы. Плутоний легко извлекается из облученного урана химическим путем и может быть использован в качестве ядерного горючего;

в) уран 233, представляющий собой искусственный изотоп урана, получаемый из тория.

В отличие от урана 235, который содержится в природном уране, плутоний 239 и уран 233 получаются только искусственным путем. Поэтому их называют вторичным ядерным горючим; источником получения такого горючего служат уран 238 и торий 232.

Таким образом, среди всех перечисленных выше видов ядерного горючего основным является уран. Этим и объясняется тот громадный размах, который принимают во всех странах поиски и разведка урановых месторождений.

Энергию, выделяющуюся в ядерном реакторе, сравнивают иногда с той, которая выделяется при химической реакции горения. Однако между ними существует принципиальное различие.

Количество тепла, получаемое в процессе деления урана, неизмеримо больше количества тепла, получаемого при сгорании, например, каменного угля: 1 кг урана 235, равный по объему пачке сигарет, теоретически мог бы дать столько же энергии, сколько 2600 т каменного угля.

Однако эти энергетические возможности используются не полностью, поскольку не весь уран 235 удается отделить от природного урана. В результате 1 кг урана в зависимости от степени его обогащения ураном 235 эквивалентен в настоящее время примерно 10 т каменного угля. Но следует учесть, что использование ядерного горючего облегчает транспортировку и, следовательно, значительно снижает себестоимость топлива. Английские специалисты подсчитали, что путем обогащения урана они смогут добиться увеличения получаемого в реакторах тепла в 10 раз, что приравняет 1 т урана к 100 тыс. т каменного угля.

Второе отличие процесса деления ядер, идущего с выделением тепла, от химического горения заключается в том, что для реакции горения необходим кислород, в то время как для возбуждения цепной реакции требуется лишь несколько нейтронов и определенная масса ядерного топлива, равная критической массе, определение которой мы уже давали в разделе об атомной бомбе.

И, наконец, невидимый процесс деления ядер сопровождается испусканием чрезвычайно вредных излучений, от которых необходимо обеспечить защиту.

2. Замедлитель нейтронов.

Для того чтобы избежать распространения в реакторе продуктов распада, ядерное горючее должно быть помещено в специальные оболочки. Для изготовления таких оболочек можно использовать алюминий (температура охладителя при этом не должна превышать 200°), а еще лучше бериллий или цирконий - новые металлы, получение которых в чистом виде сопряжено с большими трудностями.

Образующиеся в процессе деления ядер нейтроны (в среднем 2–3 нейтрона при делении одного ядра тяжелого элемента) обладают определенной энергией. Для того чтобы вероятность расщепления нейтронами других ядер была наибольшей, без чего реакция не будет самоподдерживающейся, необходимо, чтобы эти нейтроны потеряли часть своей скорости. Это достигается путем помещения в реактор замедлителя, в котором быстрые нейтроны в результате многочисленных последовательных столкновений превращаются в медленные. Поскольку вещество, используемое в качестве замедлителя, должно иметь ядра с массой, примерно равной массе нейтронов, то есть ядра легких элементов, в качестве замедлителя с самого начала применялась тяжелая вода (D 2 0, где D - дейтерий, заместивший легкий водород в обычной воде Н 2 0). Однако теперь стараются все больше и больше использовать графит - он дешевле и дает почти тот же эффект.

Тонна тяжелой воды, покупаемой в Швеции, обходится в 70–80 млн. франков. На Женевской конференции по мирному использованию атомной энергии американцы заявили, что в скором времени они смогут продавать тяжелую воду по цене 22 млн. франков за тонну.

Тонна графита стоит 400 тыс. франков, а тонна окиси бериллия - 20 млн. франков.

Вещество, используемое в качестве замедлителя, должно быть чистым, чтобы избежать потерь нейтронов при их прохождении через замедлитель. В конце пробега нейтроны имеют среднюю скорость около 2200 м/сек, в то время как их начальная скорость была порядка 20 тыс. км/сек. В реакторах выделение тепла происходит постепенно и может контролироваться в отличие от атомной бомбы, где оно происходит мгновенно и принимает характер взрыва.

В некоторых типах реакторов на быстрых нейтронах замедлитель не требуется.

3. Система регулирования.

Человек должен иметь возможность по своему желанию вызывать, регулировать и останавливать ядерную реакцию. Это достигается при помощи регулирующих стержней из бористой стали или из кадмия - материалов, обладающих способностью поглощать нейтроны. В зависимости от глубины, на которую регулирующие стержни опускаются в реактор, количество нейтронов в активной зоне увеличивается или уменьшается, что в конечном счете дает возможность регулировать процесс. Управление регулирующими стержнями осуществляется автоматически при помощи сервомеханизмов; некоторые из этих стержней в случае опасности могут мгновенно падать в активную зону.

Сначала высказывались опасения, что взрыв реактора причинит такой же ущерб, что и взрыв атомной бомбы. Для того чтобы доказать, что взрыв реактора происходит лишь в условиях, отличающихся от обычных, и не представляет серьезной опасности для живущего no соседству с атомным заводом населения, американцы намеренно взорвали один так называемый «кипящий» реактор. Действительно, произошел взрыв, который мы можем охарактеризовать как «классический», то есть неядерный; это лишний раз доказывает, что ядерные реакторы могут строиться вблизи населенных пунктов без особой опасности для последних.

4. Система охлаждения.

В процессе деления ядер выделяется определенная энергия, которая передается продуктам распада и образующимся нейтронам. Эта энергия в результате многочисленных столкновений нейтронов превращается в тепловую, поэтому для того, чтобы предупредить быстрый выход реактора из строя, тепло необходимо отводить. В реакторах, предназначенных для получения радиоактивных изотопов, это тепло не используется, в реакторах же, предназначенных для производства энергии, оно становится, наоборот, основным продуктом. Охлаждение может осуществляться при помощи газа или воды, которые циркулируют в реакторе под давлением по специальным трубкам и потом охлаждаются в теплообменнике. Отданное тепло может использоваться для нагревания пара, вращающего соединенную с генератором турбину; подобное устройство будет представлять собой атомную электростанцию.

5. Защитный экран.

Для того чтобы избежать вредного воздействия нейтронов, могущих вылететь за пределы реактора, и предохранить себя от испускаемого в процессе реакции гамма-излучения, необходима надежная защита. Ученые подсчитали, что реактор мощностью в 100 тыс. квт выделяет такое количество радиоактивных излучений, что человек, находящийся от него на расстоянии 100 м, получит за 2 мин. смертельную дозу. Для обеспечения защиты персонала, обслуживающего реактор, строятся двухметровые стены из специального бетона со свинцовыми плитами.

Первый реактор был построен в декабре 1942 года итальянцем Ферми. К концу 1955 года в мире насчитывалось около 50 ядерных реакторов (США -2 1, Англия - 4, Канада - 2, Франция - 2). К этому следует добавить, что к началу 1956 года было запроектировано еще около 50 реакторов для исследовательских и промышленных целей (США - 23, Франция - 4, Англия - 3, Канада - 1).

Типы этих реакторов очень разнообразны, начиная от реакторов на медленных нейтронах с графитовыми замедлителями и природным ураном в качестве топлива до реакторов, работающих на быстрых нейтронах и использующих в качестве топлива уран, обогащенный плутонием или ураном 233, получаемым искусственным путем из тория.

Кроме этих двух противоположных типов, существует еще целый ряд реакторов, различающихся между собой либо составом ядерного горючего, либо типом замедлителя, либо теплоносителем.

Очень важно отметить, что, хотя теоретическая сторона вопроса в настоящее время хорошо изучена специалистами во всех странах, в практической области различные страны не достигли еще одинакового уровня. Впереди других стран идут США и Россия. Можно утверждать, что будущее атомной энергии будет зависеть в основном от прогресса техники.