Управляемая цепная реакция деления. Ядерные реакторы

Промышленное использование ядерной энергии возможно, как отмечалось в лекции 3, при условии к = 1, когда цепная реак­ция управляема и протекает с постоянной скоростью. Устрой­ство для осуществления самоподдерживающейся реакции де­ления ядер называют ядерным реактором. Первый реактор, предназначавшийся для наработки ²³⁹Рu, был пущен в декабре 1942 г. в Чикаго под руководством Э. Ферми. В 1946 г. в СССР под руководством академика И.В. Курчатова был пущен реак­тор такого же типа, а в 1954 г. — первая в мире атомная электростанция (АЭС). Реакторы классифицируют по многим признакам: по назначению (энергетические, исследовательские и реакторы-размножители); по энергетическому спектру нейт­ронов (медленные — тепловые; промежуточные и быстрые); по способу размещения горючего в замедлителе (гетерогенные

и гомогенные); по роду замедлителя (графитные, тяжеловод­ные, реакторы на обычной воде, реакторы с бериллиевым и окисно-бериллиевым замедлителем); по роду теплоносителя (газовые, водяные, жидкометаллические и т.п.); по тепловой схеме (одно-, трехконтурные); по конструктивной схеме (ка­нальные и корпусные).

Ядерный реактор это устройство, в котором осуществляется и поддерживается управляемая цепная реакция деления.

Рассмотрим принцип действия реактора на тепловых нейтронах.В активной зоне peaктора рас-положены тепловыделяющие элементы (твэлы) 1 и

замедлитель 2 (в нем нейтроны замедляются до тепловых скоростей). Твэлы изготавливаются в виде из делящегося материала. За счет выделяю-щейся при делении ядер энергии твэлы разо-греваются и помещаются в поток теплоносителя 3. Активная зона окружена отража­телем нейтронов (4).

Управление цепной реакцией осуществляется специальными управляю­щими стержнями 5 из материалов, сильно поглощающих нейтроны
(например, В, Cd). При полностью вставленных стержнях реакция не идет, при постепенном выни-мании стержней коэффициент размножения нейт-­
ронов растет, и когда достигает единицы, реактор начинает работать. По мере его работы количество делящегося материала, в активной зоне
уменьшается и происходит ее загрязнение осколками деления, среди которых могут быть и сильные поглотители нейтронов.

Чтобы реакция не прекратилась, из активной зоны постепенно извлекаются управляющие (а часто специальные компенсирующие) стержни. Ядерный реактор представляет собой источник проникающей радиации (п, γ), поэтому он имеет биологическую защиту и пульт дистанционного управления.

Общим для реакторов всех ти­пов является наличие активной зоны, где происходит реак­ция. В активной зоне находится топливо. Регулирование ско­рости цепной реакции («сгорания топлива») в реакторе достига­ется введением в массу ядерного топлива подвижных стержней. Стержни выполняют функцию поглотителя быстрых нейтро­нов, испускаемых при делении и необходимых для под­держания реактора в критическом состоянии, когда к = 1. Под­вижные управляющие стержни изготавливают из кадмия или бора. В качестве же замедлителей быстрых нейтронов могут использоваться: тяжелая вода, графит , бор, бериллий и другие химические элементы и их соединения. Активная зона окружена отражателем, например, из бериллия, графита, тя­желой и обычной воды для уменьшения утечки нейтронов. Это делает возможным работу реактора при меньшем количестве ядерного топлива. Наиболее опасно излучение быстрых нейт­ронов и жестких γ-квантов. Поэтому для снижения радиоак­тивного излучения до безопасного уровня за отражателем рас­положена биологическая защита. В большинстве случаев в качестве биологической защиты применяют слой бетона тол­щиной до 2,5 м.

Розжиг реактора начинают при к > 1, когда регулирующие стержни выведены из активной зоны атомного реактора. Имен­но таким образом начинается цепная реакция деления в теп­ловыделяющих элементах — твэлах. Твэлы бывают стержне­вые и пластинчатые. По мере размножения нейтронов стерж­ни вводятся в каналы между тепловыделяющими элемента­ми и замедляют реакцию деления, поглощая часть нейтронов, до к = 1. Тепловыделяющий элемент имеет диаметр 1,5 см и длину 4—5 м. Основной конструктивной деталью его являет­ся сердечник из таблетированного диоксида урана. Ядерные реакторы укомплектованы примерно двумястами твэлов. Сум­марная масса урана в них достигает 100 т. Уран обогащен изотопом урана с массовым числом 235 или плутонием . Количество U в начале эксплуатации равно 3%, в конце — 1%. На обогащенном уране работают водоохлаждаемые реак­торы, а на природном — охлаждаемые углекислым газом.Срок эксплуатации твэлов — примерно три года; После чего они удаляются из ядерного реактора и заменяются новым ядерным топливом. Для облегчения перезарядки реактора теп­ловыделяющие элементы объединяются в тепловыделяющие сборки. Облученные твэлы высокорадиоактивны и содержат около 200 расщепляющихся продуктов. Алюминиевые и маг­ниевые оболочки твэлов чувствительны к излучениям и тем­пературам. Под их воздействием урановые стержни твэлов и их оболочки сильно деформируются уже при температуре в окрестности 300 °С. В оболочках возникают мелкие трещины и через них радиоактивные вещества попадают в воздух и воду. С учетом изложенного предел температуры теплоноси­телей составляет примерно 270°С. Однако с помощью ряда конструктивных мероприятий и выбора соответствующих материалов активной зоны (металлокерамики, оболочек из циркониевых сплавов и др.) этот предел удалось поднять до 350—560°С в реакторах с пароводяным рабочим телом и до 700—800°С в реакторах с газовым и жидкометаллическим теплоносителем. Описанная конструкция реактора называет­ся гетерогенной.

Цепная реакция ведется на медленных и тепловых нейтро­нах, которые хорошо поглощаются ядрами любого из указан­ных выше радиоактивных элементов, вызывая их деление. Осколки урановых ядер, образующиеся в процессе цепной ре­акции, тормозятся замедлителем и отдают ему свою кинети­ческую энергию. Это приводит к повышению температуры в активной зоне реактора до 800-900 К. Получаемая таким об­разом теплота отводится из активной зоны реактора теплоно­сителем. Наилучшими теплоносителями считаются жидкие ме­таллы Na и К, затем вода (тяжелая и обычная), органические теплоносители (дифенил и др.) и СО₂.

Затем тепловой потенциал теплоносителя преобразуется в энергию пара вторичного теплоносителя — рабочего тела, ко­торая затем превращается в механическую энергию вращения ротора турбины, на валу которой находится ротор электричес­кого генератора. Наилучшим рабочим телом считается гелий. И в основном потому, что он не поддается радиационной акти­вации.

В медленных реакторах используется менее 1% энергоем­кости природного урана. Поэтому будущее ядерной энергети­ки планируется в расчете на быстрые реакторы-размножите­ли, в которых используется природный уран. Поглощая быст рый нейтрон, ядро урана-238 превращается в ядро радиоак­тивного изотопа U (T = 23 мин):

Ядро изотопа U переходит в ядро радиоак-тивного трансу­ранового элемента нептуния (Т=2,3 дня)

который затем, испуская β -частицу, превращается в ядро трансуранового элемента плутония:

Период полураспада плутония — 24 100 лет. Поэтому реак­ция этого типа позволяет получить ядерную энергию при од­новременном получении другого радиоактивного топлива — плутония с нечетным числом нейтронов. Точнее, на каждое разделившееся ядро урана или нептуния образуется больше одного ядра нового, способного к делению плутония. К концу XX века в мире будет сосредоточено 1700 т плутония. Кстати, на изготовление одной бомбы необходимо 5 кг. Возникает воп­рос о том, что делать с таким количеством плутония.

До настоящего времени нет ясности в вопросе стоимости электроэнергии, вырабатываемой на АЭС. Навряд ли она мень­ше стоимости электроэнергии, получаемой на ТЭС.

Отметим наиболее существенные проблемы атомной энер­гетики. Это прежде всего, высокая стоимость предприятий по добыче и обогащению урана. В процессе управляемой цепной реакции почти 99% ядерного топлива идет в отходы, которые невозможно уничтожить и нельзя хранить на обычных скла­дах. Количество ядерного мусора растет на каждом этапе ядер­ного топливного цикла, начинающегося на стадии добычи сы­рья на урановых рудниках. Элементы здания АЭС, тех-нологи­ческая аппаратура, соприкасающиеся с ядерными энергоноси­телями и продуктами их распада, подвергаются радиоактивному заражению и становятся источниками радиации, требующими тщательного захоронения. Захоронение радиоак-тивных отходов, предприятий по переработке ядерного топлива и самой АЭС после 30-летнего срока эксплуатации представляет самую трудную задачу ядерной энергетики. Более подробно проблемы «мир­ного» использования энергии атома будут рассмотрены ниже.

По данным Международного агентства по атомной энерге­тике (МАГАТЭ), в настоящее время число действующих в мире реакторов достигло 426. Суммарная электрическая мощность реакторов составляет 320 ГВт. В мировом энергетическом ба­лансе это соответствует 17% производства электроэнергии. Больше всего АЭС в США — 110, затем во Франции, бывшем СССР, Англии, Японии. Мировое лидерство в развитии атом­ной энергетики принадлежит Франции, АЭС которой выраба­тывают почти 75% всего объема электроэнергии. Однако в целом в мире имеет место тенденция сокращения строитель­ства новых АЭС.

Ядерные реакторы использовались также в качестве неста­ционарных энергетических устано-вок на ледоколах «Ленин» (введен в эксплуатацию в 1960 г. Имеет три реактора общей тепловой мощ-ностью 270 МВт, работающих на диоксиде ура­на, обогащенном до 5% ураном-235. Суточный расход ура­на — 0,7 кг), «Арктика» (введен в эксплуатацию в 1972 г.Общая энергетическая мощность турбоэлектрической машин­ной установки достигает 55 МВт) и «Сибирь». Особенно широ­кое использование получили водо-водяные реакторы на под­водных лодках.

Термоядерная реакция синтеза легких ядер.