Енергетичний ядерний реактор - це пристрій в якому здійснюється керована ланцюгова реакція поділу ядер важких елементів, а виділяється при цьому теплова енергія відводиться теплоносієм. Головним елементом ядерного реактора є активна зона. У ньому розміщується ядерне паливо і здійснюється ланцюгова реакція поділу. Активна зона являє собою сукупність певним чином розміщених тепловиділяючих елементів, що містять ядерне паливо. У реакторах на теплових нейтронах використовується сповільнювач. Через активну зону прокачується теплоносій, що охолоджує тепловиділяючі елементи. У деяких типах реакторів роль сповільнювача і теплоносія виконує один і той же речовина, наприклад звичайна або важка вода.
Схема гомогенного реактора: 1-корпус реактора, 2-активна зона, 3 компенсатор об'єму, 4-теплообмінник, 5-вихід пара, 6-вхід живильної води, 7-циркуляційний насос
Для управління роботою реактора в активну зону вводяться регулюючі стрижні з матеріалів, що мають велике перетин поглинання нейтронів. Активна зона енергетичних реакторів оточена відбивачем нейтронів - шаром матеріалу сповільнювача для зменшення витоку нейтронів з активної зони. Крім того, завдяки відбивачу відбувається вирівнювання нейтронної щільності і енерговиділення за об'ємом активної зони, що дозволяє при даних розмірах зони отримати велику потужність, домогтися більш рівномірного вигорання палива, збільшити тривалість роботи реактора без перевантаження палива та спростити систему відводу тепла. Відбивач нагрівається за рахунок енергії замедляющихся і поглинаються нейтронів і гамма-квантів, тому передбачається його охолодження. Активна зона, відбивач і інші елементи розміщуються в герметичному корпусі або кожусі, зазвичай оточеному біологічним захистом.
В активній зоні Ядерний реактор знаходиться ядерне паливо, протікає ланцюгова реакція ядерного ділення і виділяється енергія. Стан Ядерний реактор характеризується ефективним коефіцієнтом КЕФ розмноження нейтронів або реактивністю r:
Якщо КЕФ> 1, то ланцюгова реакція наростає в часі, Ядерний реактор знаходиться в надкритичному стані і його реактивність r> 0; якщо КЕФ <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 Кэф> 1.
Як ділиться речовини в більшості Ядерний реактор застосовують 235 U. Якщо активна зона, окрім ядерного палива (природний або збагачений уран), містить сповільнювач нейтронів (графіт, вода та інші речовини, що містять легкі ядра, див. Уповільнення нейтронів), то основна частина поділів відбувається під дією теплових нейтронів (тепловий реактор). У Ядерний реактор на теплових нейтронах може бути використаний природний уран, що не збагачений 235 U (такими були перші Ядерний реактор). Якщо сповільнювача в активній зоні немає, то основна частина ділень викликається швидкими нейтронами з енергією xn> 10 кев (швидкий реактор). Можливі також реактори на проміжних нейтронах з енергією 1-1000 ев.
Умова критичності Ядерний реактор має вигляд:
де 1 - Р - ймовірність виходу (витоку) нейтронів з активної зони Ядерний реактор, К ¥ - коефіцієнт розмноження нейтронів в активній зоні нескінченно великих розмірів, який визначається для теплових Ядерний реактор так званої «формулою 4 співмножників»:
Тут n - середнє число вторинних (швидких) нейтронів, що виникають при розподілі ядра 235 U тепловими нейтронами, e - коефіцієнт розмноження на швидких нейтронах (збільшення числа нейтронів за рахунок поділу ядер, головним чином ядер 238 U, швидкими нейтронами); j - імовірність того, що нейтрон не захопили ядром 238 U в процесі уповільнення, u - ймовірність того, що тепловий нейтрон викличе поділ. Часто користуються величиною h = n / (l + a), де a - відношення перетину радіаційного захоплення sр до перетину ділення Sд.
Умова (1) визначає розміри Ядерний реактор Наприклад, для Ядерний реактор з природного урану і графіту n = 2,4. e »1,03, eju» 0,44, звідки До ¥ = 1,08. Це означає, що для До ¥> 1 необхідно Р<0,93, что соответствует (как показывает теория Ядерный реактор) размерам активной зоны Ядерный реактор
5-10 м. Обсяг сучасного енергетичного Ядерний реактор досягає сотень м 3 і визначається головним чином можливостями теплос'ема, а не умовами критичності. Обсяг активної зони Ядерний реактор в критичному стані називається критичним об'ємом Ядерний реактор, а маса речовини - критичною масою. Найменшою критичною масою володіють Ядерний реактор з паливом у вигляді розчинів солей чистих ізотопів у воді і з водяним відбивачем нейтронів. Для 235 U ця маса дорівнює 0,8 кг. для 239Pu- 0,5 кг. Найменшою критичною масою володіє 251 Cf (теоретично 10 г). Критичні параметри графітового Ядерний реактор з природним ураном: маса урану 45 т. Обсяг графіту 450 м 3. Для зменшення витоку нейтронів активній зоні надають сферичну або близьку до сферичної форму, наприклад циліндр з висотою близько діаметра або куб (найменший стосунок поверхні до об'єму).
Величина n відома для теплових нейтронів з точністю 0,3% (табл. 1). При збільшенні енергії xn нейтрона, що викликав поділ, n зростає за законом: n = nt + 0,15xn (xn в МеВ), де nt відповідає поділу тепловими нейтронами.
Табл. 1. - Величини n і h) для теплових нейтронів (за даними на 1977)
(В т. Ч. Відділення 235 U-1585)
Загальна маса завантаженого палива на 3 кг перевершує масу розвантаженого (виділилася енергія «важить» 3 кг). Після зупинки Ядерний реактор в паливі продовжується виділення енергії спочатку головним чином за рахунок ділення запізнілими нейтронами, а потім, через 1-2 хв, головним чином за рахунок b- і g-випромінюванні осколківподілу і трансуранових елементів. Якщо до зупинки Ядерний реактор працював досить довго, то через 2 хв після зупинки виділення енергії (в частках енерговиділення до зупинки) 3%, через 1 год - 1%, через добу - 0,4%, через рік - 0,05%.
Коефіцієнтом конверсії Kk називається відношення кількості діляться ізотопів Pu, що утворилися в Ядерний реактор, до кількості вигорілого 235 U. Табл. 2 дає KK = 0,25. Величина KK збільшується при зменшенні збагачення і вигорання. Так, для важководного Ядерний реактор на природному урані, при вигорянні 10 Гвт × добу / тKK = 0.55, а при дуже малих вигорання (в цьому випадку KK називається початковим плутонієвим коефіцієнтом) KK = 0,8. Якщо Ядерний реактор спалює і виробляє одні і ті ж ізотопи (реактор-розмножувач), то відношення швидкості відтворення до швидкості вигорання називається коефіцієнтом відтворення Кв. У Ядерний реактор на теплових нейтронах Кв <1 ,а для Ядерный реактор на быстрых нейтронах Кв может достигать 1,4—1,5. Рост Кв для Ядерный реактор на быстрых нейтронах объясняется главным образом тем, что для быстрых нейтронов g растет, a а падает (особенно для 239 Pu, см. Реактор-размножитель ).
Управління Ядерний реактор Для регулювання Ядерний реактор важливо, що частина нейтронів при розподілі вилітає з осколків з запізненням. Частка таких запізнілих нейтронів невелика (0,68% для 235 U, 0,22% для 239 Pu; в табл. 1 n - сума числа миттєвих нейтронів n0 і запізнілих n3 нейтронів). Час запізнювання Тзап від 0,2 до 55 сек. Якщо (КЕФ - 1) £ n3 / n0. то число ділень в Ядерний реактор зростає (КЕФ> 1) або падає (КЕФ <1), с характерным временем
Т3. Без запізнілих нейтронів ці часи були б на кілька порядків менше, що сильно ускладнило б управління Ядерний реактор
Для управління Ядерний реактор служить система управління і захисту (СУЗ). Органи СУЗ діляться на: аварійні, які зменшують реактивність (що вводять в Ядерний реактор негативну реактивність) при появі аварійних сигналів; автоматичні регулятори, які підтримують постійним нейтронний потік Ф (а значить - і потужність); компенсуючі (компенсація отруєння, вигоряння, температурних ефектів). У більшості випадків це стрижні, що вводяться в активну зону Ядерний реактор (зверху чи знизу) з речовин, сильно поглинаючих нейтрони (Cd, В і ін.). Їх рух управляється механізмами, що спрацьовують по сигналу приладів, чутливих до величини нейтронного потоку. Для компенсації вигоряння можуть використовуватися вигоряючі поглиначі, ефективність яких убуває при захопленні ними нейтронів (Cd, В, рідкоземельні елементи), або розчини яка поглинає речовини в сповільнювачі. Стабільності роботи Ядерний реактор сприяє негативний температурний коефіцієнт реактивності (із зростанням температури r зменшується). Якщо цей коефіцієнт позитивний, то робота органів СУЗ істотно ускладнюється.
Ядерний реактор оснащується системою приладів, які інформують оператора про стан ядерний реактор: про потік нейтронів в різних точках активної зони, витраті і температурі теплоносія, рівні іонізуючого випромінювання в різних частинах ядерний реактор і в допоміжних приміщеннях, про становище органів СУЗ та ін. Інформація, що отримується з цих приладів, надходить в ЕОМ, яка може або видавати її оператору в обробленому вигляді (функції обліку), або на підставі математичної обробки цієї інформації видавати рекомендації оператору про необхідні зміни в режимі роботи Ядерний реактор (машина-порадник), або, нарешті, здійснювати управління Ядерний реактор в певних межах без участі оператора (керуюча машина).
Класифікація Ядерний реактор За призначенням і потужності Ядерний реактор діляться на кілька груп: 1) експериментальний реактор (критична збірка), призначений для вивчення різних фізичних величин, значення яких необхідно для проектування і експлуатації Ядерний реактор; потужність таких Ядерний реактор не перевищує декілька квт ". 2) дослідницькі реактори, в яких потоки нейтронів і g-квантів, що генеруються в активній зоні, використовуються для досліджень в області ядерної фізики, фізики твердого тіла, радіаційної хімії, біології, для випробування матеріалів, призначених для роботи в інтенсивних нейтронних потоках (в т. ч. деталей Ядерний реактор), для виробництва ізотопів. Потужність дослідницького Ядерний реактор не перевищує 100 Мвт; виділяється енергія, як правило, не використовується. до досл А. Кучеренка Ядерний реактор відноситься імпульсний реактор ". 3) ізотопні Ядерний реактор, в яких потоки нейтронів використовуються для отримання ізотопів, в тому числі Pu і 3 H для військових цілей (див. Ядерна зброя); 4) енергетичні Ядерний реактор, в яких енергія, що виділяється при поділі ядер, використовується для вироблення електроенергії, теплофікації, опріснення морської води, в силових установках на кораблях і т. Д. Потужність (теплова) сучасного енергетичного Ядерний реактор досягає 3-5 Гвт ( см. Ядерна енергетіка.Атомная електростанція).
Ядерний реактор можуть відрізнятися навіть з вигляду ядерного палива (природний уран, слабо збагачений, чистий ділиться ізотоп), по його хімічним складом (металевий U, UO2. UC і т. Д.), По виду теплоносія (H2 O, газ, D2 O , органічні рідини, розплавлений метал), по роду сповільнювача (С, H2 O, D2 O, Be, BeO, гідриди металів, без сповільнювача). Найбільш поширені гетерогенні Ядерний реактор на теплових нейтронах з сповільнювачами - H2 О, С, D2 О і теплоносіями - H2 O, газ, D2 O. В найближчі десятиліття будуть інтенсивно розвиватися швидкі реактори. У них «спалюється» 238 U, що дозволяє краще використовувати ядерне паливо (в десятки разів) в порівнянні з тепловими Ядерний реактор Це істотно збільшує ресурси ядерної енергетики.