Классификация ядерных реакторов по назначению и мощности

Ядерные реакторы делятся на

- Экспериментальные ядерные реакторы(критические сборки) предназначенные для изучения физических величин, значения которых необходимы для проектирования и эксплуатации, имеют подвижную геометрию, минимальные размеры мощность не превышает нескольких киловатт.

- Исследовательские реакторы (включая импульсные реакторы). Потоки нейтронов и - квантов генерируемые в активной зоне используются для исследований в ядерной физике, физике твердого тела, радиационной химии, биологии, материаловедения, испытания приборов и устройств на радиационную стойкость, для производства изотопов. Имеются каналы для вывода нейтронов и -квантов из активной зоны. мощность <100 МВт. Энергия, как правило, не используется.

- Изотопные ядерные реакторы используются, как правило, для получения радионуклидов, в том числе (в гражданских и военных целях).

- Энергетические ядерные реакторы. Тепловая энергия выделяющаяся при делении ядер используется для выработки электроэнергии, теплофикации, опреснения морской воды, для силовых установок кораблей. Мощность (тепловая) современных энергетических ядерных реакторов достигает 3-5 Гигаватт. Далее будем рассматривать только энергетические реакторы.

Ядерный реактор

Ядерный реактор- устройство, в котором осуществляется управляемая ядерная цепная реакция деления, сопровождающаяся выделением энергии. В соответствии с типом цепной реакции различают ядерные реакторы на медленных (тепловых), промежуточных и быстрых нейтронах. Основными частями любого ядерного реактора являются: активная зона, отражатель нейтронов, теплоноситель, система регулирования цепной реакции деления, радиационная защита, другие конструктивные элементы, пульт дистанционного управления.

Активная зона

в качестве ядерного горючего применяются делящиеся нуклиды , , . В активной зоне находится ядерное топливо, протекает цепная ядерная реакция деления, выделяется энергия. В реакторах на тепловых нейтронах и в реакторах на промежуточных нейтронах (1-10³ эв) активная зона содержит ядерное топливо, смешанное с изотопом и замедлителем нейтронов (вода , тяжелая вода , графит). В ядерных реакторах на тепловых нейтронах может быть использован природный уран. В реакторах на быстрых нейтронах( кэв) замедлителя в активной зоне нет.

В зависимости от конструкции (обычно цилиндрической) активной зоны, т.е. относительного расположения горючего и замедлителя, различают гомогенные и гетерогенные ядерные реакторы. В гомогенных реакторах ядерное топливо и замедлитель представляют собой однородную смесь(например раствор сульфатной соли в обычной или тяжелой воде). В гетерогенных реакторах ядерное топливо расположено в активной зоне дискретно в виде блоков, между которыми находится замедлитель.

Тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы) - стержни из металла (циркония), внутри которых находятся таблетки ядерного топлива. Расстояние между ТВЭЛами не должно превышатьсумму длин замедления и диффузии нейтронов. ТВЭЛы собирают в пакеты (~100-200 шт) – тепловыделяющие сборки (ТВС), которые образуют правильную решетку в активной зоне.

Топливо

В энергетических реакторах в качестве топлива обычно используется обогащенное керамическое топливо двуокись урана и карбид урана , нитрид урана содержащее 4% изотопа и 96% . Для высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов применяется технология изготовления топливных частиц покрытых непроницаемой оболочкой и диспергированных в графите. Таблетки с плотностью 10,97 г/см³ столбиком укладывают в тепловыделяющий элемент из циркония или нержавеющей стали. Толщина стенки ТВЭЛа 6-8 мм. ТВЭЛы заполняют гелием и заваривают герметично.

Уран –серебристый. блестящий металл, сравнительно мягкий и хорошо поддается механической обработке, плотность 19,05 г/см³, температура плавления 1136 ^о С, порошок урана самовозгорается, критическая масса 50 кг, шар диаметром 17 см.

Плутоний - хрупкий серебристо-белый металл плотность 19,86 г/см³,температура плавления 640^о С. порошок и стружка самовозгорается, критическая масса 5,6 кг., шар радиусом 4,1 см. Токсичность плутония ²³⁹ Pu (T_1/2 = 24 400 лет) в 10⁴раз выше токсичности . Допустимая концентрация в открытых водемах 81,4 Бк/л, в атмосфере рабочих помещений 3,3 10^-5 Бк/л.

Теплоносители

В энергетических реакторах теплота, генерируемая в топливе при его делении, отводится циркулирующим через активную зону теплоносителем, и передается на установку вырабатывающую электроэнергию. В качестве теплоносителей используются жидкости: легкая вода , тяжелая вода , органические жидкости (терфенил), газы (двуокись углерода СО₂, гелий), и жидкие металлы (натрий, висмут+ свинец).

Радиационная защита

Из реактора выходит мощный поток нейтронов превышающий в 10¹¹раз предельно допустимые санитарные нормы. За счет деления ядер и -распада осколков образуется поток -излучения примерно такой же мощности. Защита ядерных энергетических реактров является «тяжелой» многослойной. Как правило, это многометровый слой бетона, с железным заполнителем и тонкими слоями поглотителей и замедлителей (в канальных реакторах).

Процессы, происходящие при работе ядерного реактора:

1.Цепная реакция деления ядер ядерного топлива с выделением тепловой энергии. Плотность тепловыделения составляет сотни кВт на 1 литр активной зоны, нейтроны в ядерном реакторе проходят цикл рождения, замедления,поглощения, деления ядер. Давление нейтронного газа в реакторе составляет 10^{-6 мм рт ст} .

2.Выгорание и воспроизводство ядерного топлива. Ядро делится тепловыми нейтронами на два осколка. Примерно 29% осколков это радиоактивные изотопы благородных газов криптона и ксенона , .(«ядерный реактор газует»). Выгорание 1 г ядерного горючего дает 1 МВт сутки энергии. Воспроизводство ядерного горючего происходит при поглощении нейтронов ядрами , которые после двух -распадов превращаются в ядра плутония (уран-плутониевый цикл.).

3.Отравление активной зоны (накопление радиоактвных осколков деления), шлакование (накопление стабильных ядер осколков деления). При делении или тепловывыми нейтронами с вероятностью 6% получается осколок . который через 0,5 минут путем -распада превращается в изотоп йода , который путем -распада с периодом полураспада 6,74 часа превращается в изотоп ксенона . Он является сильнейшим поглотителем тепловых нейтронов с сечением барн. Затем происходит -распад и образуется практически стабильный изотоп цезия .

При работающем с постоянной мощностью реакторе устанавливается равновесная концентрация , которая мала, так как при больших потоках тепловых нейтронов идет реакция + . При остановке реактора поглощение нейтронов прекращается, а изотоп йода продолжает распадаться и количество ксенона .растет. Это приводит к временному снижению реактивности реактора.

Возникает «йодная яма» - снижение реактивности ядерного реактора после его остановки и снижению мощности. При запасе реактивности 0,1 сек и потоке медленных нейтронов 10¹⁴ частиц/сек см² через полчаса после остановки реактор нельза запустить в течении полутора суток. Если его запустить путем вывода стержней регулирования полностью (что запрещено) он взорвется.