Принципиальная конструкция ядерного реактора.

Ядерный реактор - устройство, в котором осуществляется управляемая самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядерного топлива.

Реактор содержит активную зону и отражатель (см. рис.3.). Актив­ная зона — это часть реактора, в которой может протекать самоподдерживающаяся цепная реакция деления, сопровождающаяся выделением теплоты. Матери­алы, примыкающие к активной зоне и возвращающие часть уходящих из нее нейтронов обратно, в совокупности обра­зуют отражатель.

 

Рис.3. Упрощенная схема ядерного реактора.

 

1 - биологическая защита; 2 - отражатель нейтронов; 3 - система управления и защиты;

4 - твэлы; 5 - активная зона; 6 - циркуляционный контур теплоносителя

 

Конструкция реакторов зависит от энергии нейтронов, обеспечивающих поддержание реакции деления. Если большая часть делений вызывается нейтро­нами с энергиями порядка десятков и сотен килоэлектрон­вольт, то такие реакторы называются реакторами на быстрых нейтронах. При этом активная зона не содержит легких ядер, специально предназначенных для замедления нейтронов деления в результате упругого рас­сеяния.

 

Другой класс реакторов — это реакторы, ак­тивная зона которых содержит некоторое количество замедли­теля — материала, предназначенного для снижения энер­гии нейтронов без заметного их поглощения, и большая часть делений вызывается нейтронами с энергиями меньше 1 эВ. Такие реакторы называются реакторами на тепловых нейтронах.

 

По структуре активной зоны реакторы принято делить на гомогенные и гетерогенные. Гомогенный реактор — это реактор, активная зона которого представляет собой гомогенную (однородную) размножающую среду. В таком реакторе топливо и замедлитель (возможно, и другие компоненты активной зоны) находятся либо в растворе, либо в достаточно равно­мерной смеси, и их пространственное разделение не вызывает заметных различий потока нейтронов любых энергий в топливе и замедлителе.

 

Гетерогенный реактор имеет активную зону, в которой ядерное топливо и замедлитель пространственно разделены и образуют отдельные блоки, плотность потока тепловых и быстрых нейтронов в которых существенно отличается.

 

Топливный стержень вместе с герметичной оболочкой, окружающей его для предотвращения утечки продуктов деления и химического взаимодействия топлива с теплоно­сителем, называется тепловыделяющим элементом (твэлом).

 

Твэлы группируются в тепловыделяющие сборки (ТВС), или кассеты. Чаще всего ТВС и твэлы располагаются верти­кально, образуя равномерную периодическую решетку.

 

Теплота отводится от твэлов теплоносителем, циркулирующим по первому контуру реакторной установки. Кроме того, в реакторе размещаются рабочие органы системы управления и защиты реактора (СУЗ), предназначенные для поддержания и изменения скорости протекания цепной реакции деления. Стержни СУЗ выполнены из материалов с большим сечением поглощения нейтронов – изотопы бора, гафния, кадмия, тантала и некоторых редкоземельных материалов (европия, гадолиния, диспрозия и др.).

 

Активная зона реактора окружается отражателем нейтронов, в качестве которого используются обычно замедлитель и стальные конструкции. В реакторах на быстрых нейтронах в качестве отражателя используется зона воспроизводства, окружающая активную зону. В зоне воспроизводства размещаются кассетыс твэлами, в которых вместо топлива находится природный или обедненный по делящемуся изотопу уран.

 

Виды ядерного топлива.

В качестве ядерного топлива могут использоваться металлический уран, двуокись урана UO₂, карбиды и бикарбиды урана UC, UC₂. В настоящее время в реакторах на тепловых нейтронах чаще всего используется двуокись урана, которая имеет следующие преимущества:

- совместимость с конструкционными материалами и теплоносителями;

- пористая структура, допускающая достаточно глубокое выгорание ядерного топлива (газообразные продукты деления могут накапливаться в порах, не приводя к повреждению топливной таблетки).

Температура плавления двуокиси урана ≈ 2800 ⁰С, плотность от 6640 до 10970 кг/м³ в зависимости от способа изготовления. Основной недостаток UO₂ - низкая теплопроводность.

Обогащение ядерного топлива – это весовая доля делящегося изотопа (измеряется в процентах).

 

Природный (ископаемый) уран имеет обогащение 0,72 % и может использоваться в качестве ядерного топлива. Однако чаще используют топливо с обогащением до 4-5 % в реакторах на тепловых нейтронах и до 20-23 % в реакторах на быстрых нейтронах.

 

Металлический уран использовался в первых проектах газо-охлаждаемых реакторов, имеет температуру плавления 1135 ⁰С, плотность кованого урана 19050 кг/м³, литого - 18600 кг/м³. При облучении нейтронами в реакторе металлический уран распухает за счет образования продуктов деления, его плотность и теплопроводность уменьшаются, металл становится хрупким. Металлический уран химически активен – активно взаимодействует с водой и воздухом. Для улучшения свойств применяется легирование урана алюминием, хромом, бериллием, железом.

 

Карбиды и бикарбиды урана применяются в настоящее время в высокотемпературных газо-охлаждаемых реакторах. Карбиды урана имеют более высокую по сравнению с двуокисью урана плотность и значительно более высокую теплопроводность. Их недостаток - большая химическая активность со многими реакторными материалами.

Замедлители нейтронов.

В качестве замедлителя наиболее часто используются обычная и тяжелая вода, графит, бериллий и окись бериллия.

 

Основные требования, предъявляемые к замедлителю - высокая эффективность замедления и низкое поглощение нейтронов.

Численными характеристиками этих требований служат замедляющая способность – ξΣ_s и коэффициент замедления – К_з = ξΣ_s / Σ_а.

Перечисленные характеристики зависят от Σ_s, Σ_а - макроскопических сечений рассеяния и поглощения нейтронов и ξ - логарифмического декремента замедления, характеризующего относительную потерю нейтроном энергии в одном столкновении:

 

ξ = ln(ΔЕ / Е)

где ΔЕ - потеря энергии нейтроном при одном столкновении;

Е - энергия нейтрона перед столкновением.

 

Наибольшей замедляющей способно­стью обладает легкая вода, однако, она существенно поглощает нейтроны (см. табл.3). Поэтому реакторы с водным замедлителем обладают минимальными габаритами, но требуют обогащенного урана.

 

У тяжелой воды максимальный коэффициент замедления, но небольшая за­медляющая способность. Поэтому реакторы с тяжеловодным замедли­телем имеют большие размеры, но могут использовать в качестве топлива природный уран и при этом допускают применение конструкционных материалов, поглощающих нейтроны.