Ядерныи реактор

Ядерным реактором называется устройство, в котором осуществляется контролируемая самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер некоторых тяжелых элементов под действием нейтронов. Впервые самоподдерживающаяся цепная реакция деления была получена 2 декабря 1942 г. в гетерогенном уран-графитовом ядерном реакторе, запущенном в США под руководством итальянского физика Э. Ферми. В СССР реактор такого же типа был запущен декабря 1946 г. под руководством академика И. В. Курчатова (110).

В качестве топлива (источника энергии) ядерных реакторах используют, как пра­во, обогащенный уран.

Основными элементами атомного энергетического реактора являются активная зона, отражатель нейтронов, окружающий активную зону, стержни-поглотители нейтронов, обеспечивающие управление реактором (поддержание энергии на нужном уровне и обеспечение равномерности ее распределения по объему реактора) и аварийную защиту, биологическая защита реактора. Реактор заключен в герметичный металлический корпус (здесь же находится теплообменник). Активная зона реактора содержит в себе ядерное горючее (в реакторах на тепловых нейтронах активная зона содержит также замедлитель нейтронов и некоторые другие компоненты). В ней протекает управляемая цепная ядерная реакция и выделяется энергия деления (в основном – в виде тепловой). Выделенная энергия отводится с помощью теплоносителя. При необходимости, тепловая энергия превращается в электрическую либо с помощью тепловых преобразователей, вмонтированных непосредственно в реактор, или с помощью специального теплоносителя, уносящего тепло к внешнему электрогенератору.

Самоподдерживающаяся реакция ядерного распада может привести к ядерному взрыву либо протекать стационарно — при опреде­ленных условиях, создаваемых в реакторах. Для этого необходимо, чтобы при делении урана-235 часть нейтронов продолжала реакцию, а часть поглощалась либо выводилась из дальнейшего участия в процессе деления. Это достигается при использовании в качестве топлива (ядерного горючего) обогащенного урана (с содержанием урана-235 около 2—3 %). Уран-238, присутствующий в обогащенном уране в избыточном количестве, поглощает лишние нейтроны, позволяя удерживать цепную реакцию под контролем, сам превращаясь при этом в плутоний-239. Таким образом, к концу срока эксплуатации реактора топливо содержит больше плутония-239, чем урана-235, выгорающего в процессе поддержания цеп­ной реакции (63).

Основные типы энергетических ядерных реакторов:

-электрические ядерные реакторы АЭС (используются для выработки тепловой энергии, преобразующейся с помощью турбогенераторов в электрическую)

-элекроэнергетические (термоэлектрические или термоэмиссионные) ядерные реакторы (с безмашинным преобразованием тепловой энергии в электрическую);

-высокотемпературные теплоэнергетические ядерные реакторы (производят высокопотенциальную тепловую энергию, непосредственно используемую в химической или металлургической промышленности для осуществления различных химических реакций, опреснения морской воды или получения энергоносителей, например, водорода);

-теплоэнергетические ядерные реакторы (производят тепловую энергию на атомных станциях теплоснабжения, предназначены для промышленной и бытовой теплофикации)

Центральная область ядерного реактора, содержащая ядерное топливо, где в основ­ном и протекает цепная реакция, называется активной зоной. Здесь происходит цепная реакция деления и выделяется основная до­ля тепловой энергии. Условия, необходи­мые для протекания самоподдерживающей­ся цепной реакции, создаются в каждом ре­акторе при вполне определенных размерах его активной зоны и количестве делящегося материала. Минимальное количество деля­щегося материала и минимальные размеры активной зоны, при которых в данном реак­торе возможна самоподдерживающаяся цеп­ная реакция, называются критической мас­сой и критическими размерами этого реак­тора. Активная зона, как правило, окружа­ется отражателем — слоем материала (вода, уран, графит), эффективно возвращающего нейтроны, тем самым уменьшая их утечку из реактора, что приводит к сокращению размеров активной зоны и уменьшению за­грузки ядерного реактора делящимся материалом. Величина критической массы за­висит от нуклидного состава отражателя и активной зоны, а также ее формы (куб, ци­линдр), от вида используемого топлива и замедлителя, наличия примесей и некото­рых других факторов (60, 61).

В ядерном реакторе происходит быстрая смена поколений нейтронов. Среднее вре­мя жизни нейтронов в реакторах различных типов 10^-3—10^-8 с. Цепная реакция деления ядер может быть стационарной, затухающей или нарастающей в зависимости от команд оператора, управляющего реактором.

Реактивность ядерного реактора — мера возможного отклонения от критических условий, когда цепная реакция является самоподдерживающейся. Рост реактивности (например, при извлечении поглощающего стержня) вызывает нарастание цепной реакции и увеличение мощности реактора. И наоборот — уменьшение реактивности приводит к затуханию цепной реакции (например, при выгорании топлива или накоплении поглощающих осколков деления, отравляющих реактор). Чтобы создать запас реактивности, размеры активной зоны делают больше критических, и делящий­ся материал загружают в количестве, превышающем критическую массу, а для возмещения избыточной реактивности в активную зону предварительно вводят специальные конструкции — компенсирующие (поглощающие) стержни. В процессе работы ядерного реактора происходит выгорание топлива, когда количество делящегося мате­риала в активной зоне уменьшается и про­исходит накопление продуктов деления, от­равляющих реактор.

Выгорание ядерного топлива - деление ядер урана или плутония с освобождением энергии и образованием осколочных нуклидов. Накопление большого количества продуктов деления приводит к нарушениям работы режима работы реактора. Так, среди осколочных продуктов имеются нуклиды с большим сечением захвата нейтронов (например, 135Хе, 149Sm), которые называют «нейтронными ядами». Накопление этих продуктов приводит к резкому уменьшению плотности потока нейтронов в активной зоне реактора и к прерыванию цепной ядерной реакции. Нарушения режима работы реактора могут наступить из-за накопления в ТВЭЛах газообразных продуктов деления. При высокой температуре внутри реактора накопление их приводит к резкому повышению давления внутри ТВЭЛов, к распуханию и разрушению оболочек ТВЭЛов. Вследствие этого реактор не может работать на одной загрузке до полного выгорания топлива. После определенного периода времени, называемого кампанией реактора первоначально загруженное ядерное топливо выгружают из реактора и заменяют свежим. В современных энергетических реакторах на тепловых нейтронах кампания топлива составляет 2-4 года, в реакторах на быстрых нейтронах - меньше года. Отработанное топливо направляется на переработку в целях выделения содержащихся в нем делящихся материалов и очистки от продуктов деления. Очищенные делящиеся материалы можно использовать для изготовления новых ТВЭЛов.

Глубина выгорания топлива определяется как отношение количества израсходованного ядерного топлива к общему количеству первоначально загруженного топливного материала, выраженное в процентах, или как отношение количества выработанной энергии к количеству загруженного топлива. Запас реактивности ядерного реактора в процессе выгорания топлива снижается, поэтому для непрерывного поддержания цепной реакции из активной зоны по мере необходимости извлекают компенсирующие стержни (20,27).

Кроме компенсирующих в реакторе обычно устанавливают стержни еще двух типов: регулирующие, предназначенные для управ­ления работой реактора (разгоны, остановки, переходы с одного уровня мощности на другой), и стержни аварийной защиты. Последние при нормальной работе реактора находятся вне активной зоны во взведенном состоя­нии. При превышении допустимого значе­ния хотя бы одного параметра (мощности, температуры, давления пара, скорости раз­гона) стержни аварийной защиты сбрасы­ваются в активную зону, что приводит к не­медленному прекращению цепной реакции.

КПД современных энергетических реакторов составляет 30%. Это означает, что для обеспечения электрической мощности 1000 МВт необходим реактор с тепловой мощностью 3300 МВт, т.е. в течение одного года должно выгореть 1,3 т 235U. В реальных условиях уранового топливного цикла это значение ниже, так как существенный вклад в выработку энергии вносит образующийся при работе ядерного реактора 239Pu. По мере его накопления в топливном материале возрастает вероятность деления ядер плутония. При обычных режимах работы реакторов на тепловых нейтронах примерно половина всех актов ядерного деления приходится на долю 239Pu. Таким образом, плутоний становится полноценным ядерным топливом даже при загрузке в реактор чистого уранового топлива. Вклад плутония в вырабатываемую на АЭС энергию составляет ≈50%. С учетом деления 239Pu можно считать, что для реактора мощностью 1000 МВт (эл.) необходимо загрузить 670 кг/год 235U, что при 3%-ном обогащении соответствует 22 т U. При продолжительности кампании, равной трем годам, загрузка составляет 66 т U. Чтобы при этом обеспечить 3%-ную глубину выгорания, начальное обогащение 235U должно быть выше 3%, т.е. 3,5-4,5%. Загруженные 70 т урана нужно постепенно, в течение трех лет, заменять свежим топливом.

Коэффициент воспроизводства - количество вторичного делящегося материала, образующегося в процессе работы, и представляет собой отношение числа образовавшихся делящихся ядер к числу выгоревших из первоначально загруженного топлива. Если коэффициент воспроизводства больше единицы, то в реакторе осуществляется расширенное воспроизводство топлива. Такие реакторы называют реакторами-размножителями. Наибольший коэффициент воспроизводства имеют реакторы на быстрых нейтронах (Для реакторов БН-600 КВ=1,4).

В большинстве энергетических реакторов в качестве теплоносителя используется вода, либо под давлением, либо кипящая. Упомянем основные из них:

Реактор с водой под давлением. В таких реакторах замедлителем и теплоносителем служит вода. Нагретая вода перекачивается под давлением в теплообменник, где тепло передается воде второго контура, в котором вырабатывается пар, вращающий турбину.

Кипящий реактор. В таком реакторе кипение воды происходит непосредственно в активной зоне реактора и образующийся пар поступает в турбину. В большинстве кипящих реакторов вода используется и как замедлитель, но иногда применяется графитовый замедлитель (147).

Реактор с жидкометаллическим охлаждением. В таком реакторе для переноса теплоты, выделяющейся в процессе деления в реакторе, используется жидкий металл, циркулирующий по трубам. Почти во всех реакторах этого типа теплоносителем служит натрий. Пар, образующийся на другой стороне труб первого контура, подается на обычную турбину. В реакторе с жидкометаллическим охлаждением могут использоваться нейтроны со сравнительно высокой энергией (реактор на быстрых нейтронах) либо нейтроны, замедленные в графите или оксиде бериллия. В качестве реакторов-размножителей более предпочтительны реакторы на быстрых нейтронах с жидкометаллическим охлаждением, поскольку в этом случае отсутствуют потери нейтронов, связанные с замедлением. Газоохлаждаемый реактор. В таком реакторе теплота, выделяющаяся в процессе деления, переносится в парогенератор газом – СО₂ или гелием. Замедлителем нейтронов служит графит. Газоохлаждаемый реактор может работать при гораздо более высоких температурах, нежели реактор с жидким теплоносителем, а потому пригоден для системы промышленного теплоснабжения и для электростанций с высоким КПД.

Гзоохлаждаемые реакторы отличаются повышенной безопасностью в работе, в частности отсутствием риска расплавления реактора.

Гомогенные реакторы. В активной зоне гомогенных реакторов используется однородная жидкость, содержащая делящийся изотоп урана. Жидкость обычно представляет собой расплавленное соединение урана. Она закачивается в большой сферический сосуд, работающий под давлением, где в критической массе происходит цепная реакция деления. Затем жидкость подается в парогенератор. Гомогенные реакторы не получили распространения из-за конструктивных и технологических трудностей (147).

Дата добавления: 2014-12-26