Реактор
на промежуточных
нейтронах
В таких
реакторах большинство актов деления
вызывается нейтронами с энергией, выше
тепловой (от 1 эВ до 100 кэВ ), масса замедлителя
меньше, чем в тепловых реакторах. Особенность
работы такого реактора состоит в том,
что сечение деления топлива с ростом
энергии нейтронов в промежуточной области
уменьшается слабее, чем сечение поглощения
конструкционных материалов и продуктов
деления. Таким образом, растет вероятность
актов деления по сравнению с актами поглощения.
Требования к нейтронным характеристикам
конструкционных материалов менее жесткие,
их диапазон шире. Следовательно, активная
зона реактора на промежуточных нейтронах
может быть изготовлена из более прочных
материалов, что дает возможность повысить
удельный теплосъем с поверхности нагрева
реактора. Обогащение топлива делящимся
изотопом в промежуточных реакторах вследствие
уменьшения сечения должно быть выше,
чем в тепловых. Воспроизводство ядерного
топлива в реакторах на промежуточных
нейтронах больше, чем в реакторе на тепловых
нейтронах.
В качестве теплоносителей в
промежуточных реакторах используется
вещество, слабо замедляющие нейтроны.
Например жидкие металлы. Замедлителем
служит графит, бериллий т.д.
Реактор
на быстрых нейтронах
В активной
зоне данных реакторов размещаются твэлы
с высокообогащенный топливом. Активная
зона окружается зоной воспроизводства,
состоящей из твэлов, содержащих топливное
сырье (обедненный уран. торий) . Вылетающие
из активной зоны нейтроны захватываются
в зоне воспроизводства ядрами топливного
сырья, в результате образуется новое
ядерное топливо. Особым достоинством
быстрых реакторов является возможность
организации в них расширенного воспроизводство
ядерного топлива, т.е. одновременно с
выработкой энергии производить вместо
выгоревшего ядерного топлива новое. Для
быстрых реакторов не требуется замедлитель,
а теплоноситель не должен замедлять нейтроны.
Для обеспечения высокой концентрации
ядерного топлива необходимо
достижение максимального тепловыделения
на единицу объема активной
зоны. Это можно осуществить только
с помощью жидкометаллических
теплоносителей, например натрия, калия
или энергоемких газовых теплоносителей,
обладающих наилучшими теплотехническими
и теплофизическими характеристиками,
таких как гелий и диссоциирующие
газы. В качестве теплоносителя
можно использовать и пары
воды. Паразитный захват быстрых
нейтронов ядрами конструкционных
материалов и продуктов деления
крайне незначительный, поэтому
для быстрых реакторов существует
широкий выбор конструкционных
материалов, позволяющих повысить
надежность активной зоны. Следовательно,
в них можно достичь высокой
степени выгорания делящихся
веществ.
В зависимости от способа размещения
топлива в активной зоне реакторы
делятся на гомогенные и гетерогенные.
Гомогенный
реактор
В таких
реакторах ядерное топливо, теплоноситель
и замедлитель (если они есть) тщательно
перемешаны и находятся в одном физическом
состоянии, т.е. активная зона полностью
гомогенного реактора представляет жидкую,
твердую или газообразную однородную
смесь ядерного топлива, теплоносителя
или замедлителя. Гомогенные реакторы
могут быть как на тепловых, так и на быстрых
нейтронах. В таком реакторе вся активная
зона находится внутри стального сферического
корпуса и представляет жидкую однородную
смесь горючего и замедлителя в виде раствора
или жидкого сплава (например, раствор
уранилсульфата в воде, раствор урана
в жидком висмуте), который одновременно
выполняет и функцию теплоносителя.
Ядерная реакция деления происходит
в топливном растворе, находящемся
внутри сферического корпуса
реактора, в результате температура
раствора повышается. Горючий раствор
из реактора поступает в теплообменник,
где отдает теплоту воде второго контура,
охлаждается и циркулярным насосом направляется
опять в реактор. Для того чтобы ядерная
реакция не произошла вне реактора, объемы
трубопроводов контура, теплообменника
и насосса подобраны так, чтобы объем горючего,
находящегося на каждом участке контура,
были намного ниже критического. Гомогенные
реакторы имеют ряд преимуществ по сравнению
с гетерогенными. Это несложная конструкция
активной зоны и минимальные ее размеры,
возможность в процессе работы без остановки
реактора непрерывно удалять продукты
деления и добавлять свежее ядерное топливо,
простота приготовления горючего, а также
то, что управлять реактором можно, изменяя
концентрацию ядерного топлива.
Однако гомогенные реакторы имеют
и серьезные недостатки. Гомогенная
смесь циркулирующая по контуру,
испускает сильное радиоактивное
излучение, что требует дополнительной
защиты и усложняет управление
реактором. Только часть топлива
находится в реакторе и служит
для выработки энергии, а другая
часть - во внешних трубопроводах,
теплообменниках и насосах. Циркулирующая
смесь вызывает сильную коррозию
и эрозию систем и устройств
реактора и контура. Образование
в гомогенном реакторе в результате
радиолиза воды взрывоопасной
гремучей смеси требует устройств
для ее дожигания. Все это
привело к тому, что гомогенные
реакторы не получили широкого
распространения.
Гетерогенный
реактор
В гетерогенном
реакторе топливо в виде блоков размещено
в замедлителе, т.е. топливо и замедлитель
пространственно разделены.
Гетерогенный
реактор: 1-топливо, 2-замедлитель, 3-теплоноситель,
4-отражатель, 5-корпус и биологическая
защита, 6-вход теплоносителя, 7-выход
теплоносителя, 8-стержни регулирования
В настоящее
время для энергитических целей
проектируют только гетерогенные реакоры.
Ядерное топливо в таком реакторе
может использоваться в газообразном,
жидком и твердом состояниях. Однако
сейчас гетерогенные реакторы работают
только на твердом топливе.
В зависимости от замедляющего
вещества гетерогенные реакторы
делятся на графитовые, легководные,
тяжеловодные и органические. По
виду теплоносителя гетерогенные
реакторы бывают легководные,
тяжеловодные, газовые и жидкометаллические.
Жидкие теплоносители внутри
реактора могут быть в однофазном
и двухфазном состояниях. В первом
случае теплоноситель внутри
реактора не кипит, а во втором
- кипит. Реакторы, в активной зоне
которых температура жидкого
теплоносителя ниже температуры
кипения, называются реакторами
с водой под давлением, а
реакторы, внутри которых происходит
кипение теплоносителя, - кипящими.
В зависимости от используемого замедлителя
и теплоносителя гетерогенные реакторы
выполняются по разным схемам. В России
основные типы ядерных энергитических
реакторов - водо-водяные и водографитовые.
Ядерные
энергетические реакторы
Данные
реакторы используются для выработки
электроэнергии на атомных электростанциях,
в судовых энергитических установках,
на атомных теплоэлектроцентралях ( АТЭЦ),
а также на атомных станциях теплоснабжения
(АСТ).
Реакторы,
предназначенные для производства
вторичного ядерного топлива из природного
урана и тория, называются конверторами
или размножителями. В реакторе
- конверторе вторичного ядерного
топлива образуется меньше первоначально
израсходованного. В реакторе -
размножителе осуществляется расширенное
воспроизводство ядерного топлива, т.е.
его получается больше, чем было затрачено.
Исследовательские
реакторы
Исследовательские
реакторы служат для исследований процессов
взаимодействия нейтронов с веществом,
изучения поведения реакторных материалов
в интенсивных полях нейтронного
и гамма-излучений, радиохимических
и биологических исследований, производства
изотопов, экспериментального исследования
физики ядерных реакторов.
Реакторы имеют различную мощность,
стационарный или импульсный
режим работы. Наибольшее распространение
получили водо-водяные исследовательские
реакторы на обогащенном уране.
Тепловая мощность исследовательских
реакторов колеблется в широком
диапазоне и достигает нескольких
тысяч киловатт.
Многоцелевые
реакторы
Многоцелевыми
называются реакторы, служащие для
нескольких целей, например для выработки
энергии и получения ядерного
топлива.
Теоретические
сведения
Атомное
ядро
Атомное
ядро характеризуется зарядом Ze, массой
М, спином J, магнитным и электрическим
квадрупольным моментом Q, определенным
радиусом R, изотопическим спином Т
и состоит из нуклонов -- протонов
и нейтронов.
Число нуклонов А в ядре
называется массовым числом. Число
Z называют зарядовым числом ядра
или атомным номером. Поскольку
Z определяет число протонов, а
А - число нуклонов в ядре, то
число нейронов в атомном ядре
N=A-Z. Атомные ядра с одинаковыми
Z, но различными А называются
изотопами. Например, 28Si, 29Si, 30Si являются
стабильными изотопами ядра Si. Кроме
стабильных изотопов, большинство
элементов имеют и нестабильные
изотопы, для которых характерно
ограниченное время жизни.
Ядра с одинаковым массовым
числом А называются изобарами,
а с одинаковым числом нейтронов
- изотонами.
Все атомные ядра разделяются
на стабильные и нестабильные.
Свойства стабильных ядер остаются
неизменными неограниченно долго.
Нестабильные же ядра испытывают
различного рода превращения
.
Деление
атомных ядер
Общие
сведения.
Явление
деления тяжелых атомных ядер
на два осколка было открыто Ганом
и Штрассманом в 1939 г. При изучении
взаимодействия нейтронов различных
энергий и ядер урана. Несколько
позже, в 1940 г. Советские физики К.А.Петржак
и Г.И. Флеров обнаружили самопроизвольное
(спонтанное) деление ядер урана. При
спонтанном деление и делении, вызванном
нейронами, как правило, образуется
асимметричные осколки, отношение
масс которых примерно равно 3 : 2. При
реакции деления выделяется очень
большая энергия. Энергия деления
высвобождается в виде кинетической
энергии ядер-осколков, кинетической
энергии испускаемых ядрами-осколками
электронов, гамма-квантов, нейтрино, нейтронов.
Основная часть энергии деления
приходится на энергию ядер-осколков,
поскольку под действием кулоновских
сил отталкивания они приобретают
большую кинетическую энергию. Основная
часть энергии деления выделяется
в виде кинетической энергии ядер-осколков.
Замечательным и чрезвычайно
важным свойством реакции деления
является то, что в результате деления
образуется несколько нейтронов. Это
обстоятельство позволяет создать
условия для поддержания стационарной
или развивающейся во времени
цепной реакции деления ядер. Действительно,
если в среде, содержащей делящиеся
ядра, один нейтрон вызывают реакцию
деления, то образующиеся в результате
реакции нейтроны могут с определенной
вероятностью вызвать деление ядер,
что может привести при соответствующих
условиях к развитию неконтролируемого
процесса деления. Число вторичных
нейтронов не постоянно для всех
тяжелых ядер и зависит как
от энергии вызвавшего деление нейтрона,
так и от свойств ядра-мишени.
Среди нейтронов деления кроме
так называемых мгновенных нейтронов,
испускаемых за 10-15 с после процесса
деления, есть также и запаздывающие
нейтроны. Они испускаются в течении
нескольких минут с постепенно убывающей
интенсивность. Мгновенные нейтроны составляют
более 99% полного числа нейтронов
деления, а их энергия заключена
в широком диапазоне: от тепловой
энергии и до энергии приблизительно
равной 10 МэВ. Запаздывающие нейтроны
испускаются возбужденными ядрами образующихся
после бета-распада продуктов деления
- ядер-предшественников. Поскольку испускание
нуклонов возбужденным ядром происходит
мгновенно, то во время испускания запаздывающего
нейтрона после акта деления будет определяться
постоянной распада ядра-предшественника.
Продукты
деления.
В результате деления тяжелых
ядер образуются, как правило,
два ядра-осколка с различной
массой. В среднем отношение масс
легких и тяжелых осколков
равно 2 : 3. Как правило, ядра-осколки
имеют большой избыток нейтронов
и поэтому неустойчивы относительно
вета-распада. Массовые числа
А продуктов деления меняются
от 72 до 161, а атомные номера от
30 до 65. Вероятность симметричного
деления на два осколка с
приблизительно равными массами
составляет всего 0,04%. Доля симметричного
деления возрастает по мере
увеличения энергии первичного
нейтрона, вызывающего деление атомного
ядра.
Взаимодействие
нейтронов с атомными
ядрами
Различные
частицы (нейтроны, протоны, электроны,
гамма-кванты и т.д.) могут взаимодействовать
с атомными ядрами. Характер взаимодействия
зависит от энергии частиц, их типа
и свойств атомного ядра. Для оценки
вероятности взаимодействия вводится
величина, называемая микроскопическим
сечением взаимодействия. Физический
смысл ее состоит в следующем.
Пусть пучок нейтронов интенсивностью
No падает на мишень, состоящую из одного
слоя ядер. Число ядер на единице
поверхности равно М. Предположим,
что при прохождении пучка
через такой слой часть нейтронов
поглотиться в нем и через
слой прошло N'. Тогда вероятность
взаимодействия одного нейтрона с одним
атомным ядром:
Это и
есть микроскопическое сечение, представляющее
собой эффективную площадь поперечного
сечения атомного ядра, попав в
которое налетающая частица вызывает
ядерную реакцию или испытывает
рассеяние. В процессе экспериментальных
исследований энергетической зависимости
сечения взаимодействия частиц и
различных атомных ядер было обнаружено,
что при определенных энергиях значения
сечений резко возрастают, а при
дальнейшем увеличении энергии снова
уменьшаются. Это явление называется
резонансом. В практике реактостроения
нейтроны по энергии принято делить на
следующие группы: быстрые нейтроны с
энергией 0,10 - 10 МэВ, тепловые нейтроны,
находящиеся в тепловом равновесии с ядрами
среды и имеющие энергию 0,005 - 0,2 эВ , и промежуточные
(2 - 102 эВ) и надтепловые (0,2 - 2 эВ). При взаимодействии
нейтрона и ядер могут протекать следующие
реакции: упругое рассеяние, неупругое
рассеяние, радиационный захват, деление.
Вероятность протекания определенной
реакции характеризуется микроскопическими
сечениями. В зависимости от энергии нейтрона
сечения могут изменятся. Так, в области
быстрых нейтронов сечение радиационного
захвата примерно в 100 раз меньше сечения
захвата тепловых нейтронов. Сечение упругого
рассеяния, как правило, почти постоянное
для энергии выше 1 эВ. Наряду с микроскопическими
сечениями на практике используются также
макроскопические сечения, под которыми
понимают вероятность взаимодействия
частицы в единице объема вещества. Если
в единице объема число ядер определенного
типа есть N, то макроскопическое сечение
= микроскопическое сечение S =s N. Как и
микроскопическое, макроскопическое сечение
также характеризует определенный тип
ядерной реакции.