Pourquoi avons-nous besoin d’un réacteur nucléaire ? Comment fonctionne un réacteur nucléaire ? La naissance de l'énergie nucléaire

Conception et principe de fonctionnement

Mécanisme de libération d'énergie

La transformation d'une substance s'accompagne de la libération d'énergie libre uniquement si la substance dispose d'une réserve d'énergie. Ce dernier signifie que les microparticules d'une substance sont dans un état avec une énergie de repos supérieure à celle d'un autre état possible vers lequel il existe une transition. Une transition spontanée est toujours empêchée par une barrière énergétique, pour surmonter laquelle la microparticule doit recevoir une certaine quantité d'énergie de l'extérieur - l'énergie d'excitation. La réaction exoénergétique consiste dans le fait que lors de la transformation suivant l'excitation, plus d'énergie est libérée qu'il n'en faut pour exciter le processus. Il existe deux manières de surmonter la barrière énergétique : soit grâce à l'énergie cinétique des particules en collision, soit grâce à l'énergie de liaison de la particule qui se joint.

Si nous gardons à l’esprit l’échelle macroscopique de libération d’énergie, alors toutes ou initialement au moins une partie des particules de la substance doivent avoir l’énergie cinétique nécessaire pour exciter des réactions. Ceci n'est réalisable qu'en augmentant la température du milieu jusqu'à une valeur à laquelle l'énergie du mouvement thermique se rapproche du seuil énergétique limitant le déroulement du processus. Dans le cas de transformations moléculaires, c'est-à-dire de réactions chimiques, une telle augmentation est généralement de plusieurs centaines de kelvins, mais dans le cas de réactions nucléaires, elle est d'au moins 10 7 en raison de la très grande hauteur des barrières coulombiennes des noyaux en collision. L'excitation thermique des réactions nucléaires n'est réalisée en pratique que lors de la synthèse des noyaux les plus légers, dans lesquels les barrières coulombiennes sont minimes (fusion thermonucléaire).

L'excitation en joignant des particules ne nécessite pas une grande énergie cinétique et ne dépend donc pas de la température du milieu, car elle se produit en raison de liaisons inutilisées inhérentes aux forces d'attraction des particules. Mais pour susciter des réactions, les particules elles-mêmes sont nécessaires. Et si encore une fois nous n'entendons pas un acte de réaction séparé, mais la production d'énergie à l'échelle macroscopique, alors cela n'est possible que lorsqu'une réaction en chaîne se produit. Cette dernière se produit lorsque les particules qui excitent la réaction réapparaissent comme produits d’une réaction exoénergétique.

Conception

Tout réacteur nucléaire se compose des éléments suivants :

• Noyau avec combustible nucléaire et modérateur ;
• Réflecteur de neutrons entourant le noyau ;
• Système de contrôle de réaction en chaîne, y compris protection d'urgence ;
• Protection contre les radiations;
• Système de contrôle à distance.

Principes physiques de fonctionnement

Voir aussi les articles principaux :

L'état actuel d'un réacteur nucléaire peut être caractérisé par le facteur de multiplication effectif des neutrons k ou réactivité ρ , qui sont liés par la relation suivante :

Les valeurs suivantes sont typiques pour ces quantités :

• k> 1 - la réaction en chaîne augmente avec le temps, le réacteur est en supercritique l'état, sa réactivité ρ > 0;
• k < 1 - реакция затухает, реактор - sous-critique, ρ < 0;
• k = 1, ρ = 0 - le nombre de fissions nucléaires est constant, le réacteur est dans un état stable critique condition.

Condition de criticité pour un réacteur nucléaire :

L'inversion du facteur de multiplication à l'unité est obtenue en équilibrant la multiplication des neutrons avec leurs pertes. Il y a en réalité deux raisons aux pertes : la capture sans fission et la fuite des neutrons hors du milieu de reproduction.

Il est évident que k< k 0 , поскольку в конечном объёме вследствие утечки потери нейтронов обязательно больше, чем в бесконечном. Поэтому, если в веществе данного состава k 0 < 1, то цепная самоподдерживающаяся реакция невозможна как в бесконечном, так и в любом конечном объёме. Таким образом, k 0 определяет принципиальную способность среды размножать нейтроны.

k 0 pour les réacteurs thermiques peut être déterminé par la « formule à 4 facteurs » :

• η est le rendement neutronique pour deux absorptions.

Les volumes des réacteurs de puissance modernes peuvent atteindre des centaines de m³ et sont principalement déterminés non pas par les conditions de criticité, mais par les capacités d'évacuation de la chaleur.

Volume critique réacteur nucléaire - le volume du cœur du réacteur dans un état critique. Masse critique- la masse de matière fissile du réacteur, qui se trouve dans un état critique.

Les réacteurs dans lesquels le combustible est constitué de solutions aqueuses de sels d'isotopes fissiles purs avec un réflecteur de neutrons à eau ont la masse critique la plus faible. Pour 235 U, cette masse est de 0,8 kg, pour 239 Pu - 0,5 kg. Il est cependant bien connu que la masse critique du réacteur LOPO (le premier réacteur à uranium enrichi au monde), doté d'un réflecteur à oxyde de béryllium, était de 0,565 kg, malgré le fait que le degré d'enrichissement en isotope 235 n'était que légèrement supérieur. que 14 %. Théoriquement, il possède la plus petite masse critique, pour laquelle cette valeur n'est que de 10 g.

Afin de réduire les fuites de neutrons, le noyau prend une forme sphérique ou proche de la sphère, par exemple un cylindre ou un cube court, car ces figures ont le plus petit rapport surface/volume.

Malgré le fait que la valeur (e - 1) soit généralement faible, le rôle de la reproduction de neutrons rapides est assez important, puisque pour les grands réacteurs nucléaires (K ∞ - 1)<< 1. Без этого процесса было бы невозможным создание первых графитовых реакторов на естественном уране.

Pour déclencher une réaction en chaîne, les neutrons produits lors de la fission spontanée des noyaux d’uranium suffisent généralement. Il est également possible d'utiliser une source externe de neutrons pour démarrer le réacteur, par exemple un mélange de et, ou d'autres substances.

Fosse à iode

La fosse d'iode est un état d'un réacteur nucléaire après son arrêt, caractérisé par l'accumulation de l'isotope xénon à courte durée de vie. Ce processus conduit à l'apparition temporaire d'une réactivité négative importante, qui, à son tour, rend impossible l'amenée du réacteur à sa capacité nominale dans un certain délai (environ 1 à 2 jours).

Classification

Volontairement

Selon la nature de leur utilisation, les réacteurs nucléaires sont répartis en :

• Réacteurs de puissance conçu pour produire de l'énergie électrique et thermique utilisée dans le secteur de l'énergie, ainsi que pour le dessalement de l'eau de mer (les réacteurs de dessalement sont également classés comme industriels). De tels réacteurs sont principalement utilisés dans les centrales nucléaires. La puissance thermique des réacteurs de puissance modernes atteint 5 GW. Un groupe distinct comprend :
  • Réacteurs de transport, conçu pour fournir de l'énergie aux moteurs des véhicules. Les groupes d'applications les plus larges sont les réacteurs de transport maritime utilisés sur les sous-marins et divers navires de surface, ainsi que les réacteurs utilisés dans la technologie spatiale.
• Réacteurs expérimentaux, destiné à l'étude de diverses grandeurs physiques dont la valeur est nécessaire à la conception et à l'exploitation des réacteurs nucléaires ; La puissance de tels réacteurs ne dépasse pas plusieurs kW.
• Réacteurs de recherche, dans lequel les flux de neutrons et de quanta gamma créés dans le cœur sont utilisés pour la recherche dans le domaine de la physique nucléaire, de la physique du solide, de la chimie des rayonnements, de la biologie, pour tester des matériaux destinés à fonctionner dans des flux de neutrons intenses (y compris des pièces de réacteurs nucléaires) pour la production d'isotopes. La puissance des réacteurs de recherche ne dépasse pas 100 MW. L'énergie libérée n'est généralement pas utilisée.
• Réacteurs industriels (armes, isotopes), utilisé pour produire des isotopes utilisés dans divers domaines. Le plus largement utilisé pour produire des matériaux d’armes nucléaires, tels que le 239 Pu. Sont également classés comme industriels les réacteurs utilisés pour le dessalement de l’eau de mer.

Souvent, les réacteurs sont utilisés pour résoudre deux ou plusieurs problèmes différents, auquel cas ils sont appelés polyvalent. Par exemple, certains réacteurs de puissance, surtout au début de l’énergie nucléaire, étaient conçus principalement à des fins d’expérimentation. Les réacteurs à neutrons rapides peuvent produire simultanément de l’énergie et des isotopes. Les réacteurs industriels, en plus de leur tâche principale, génèrent souvent de l'énergie électrique et thermique.

Selon le spectre neutronique

• Réacteur à neutrons thermiques (lents) (« réacteur thermique »)
• Réacteur à neutrons rapides (« réacteur rapide »)

Par placement de combustible

• Les réacteurs hétérogènes, où le combustible est placé discrètement dans le cœur sous forme de blocs, entre lesquels se trouve un modérateur ;
• Réacteurs homogènes, où le combustible et le modérateur constituent un mélange homogène (système homogène).

Dans un réacteur hétérogène, le combustible et le modérateur peuvent être spatialement séparés, en particulier, dans un réacteur à cavité, le modérateur-réflecteur entoure une cavité avec du combustible ne contenant pas de modérateur. D'un point de vue physique nucléaire, le critère d'homogénéité/hétérogénéité n'est pas la conception, mais le placement des blocs de combustible à une distance dépassant la longueur de modération neutronique dans un modérateur donné. Ainsi, les réacteurs dits « à réseau fermé » sont conçus comme homogènes, bien que le combustible y soit généralement séparé du modérateur.

Les blocs de combustible nucléaire dans un réacteur hétérogène sont appelés assemblages combustibles (FA), qui sont situés dans le cœur aux nœuds d'un réseau régulier, formant cellules.

Par type de carburant

• Isotopes de l'uranium 235, 238, 233 (235 U, 238 U, 233 U)
• isotope du plutonium 239 (239 Pu), également isotopes 239-242 Pu sous forme de mélange avec 238 U (carburant MOX)
• Isotope du thorium 232 (232 Th) (via conversion en 233 U)

Par degré d'enrichissement :

• uranium naturel
• uranium faiblement enrichi
• uranium hautement enrichi

Par composition chimique :

• métal U
• UC (carbure d'uranium), etc.

Par type de liquide de refroidissement

• Gaz, (voir Réacteur graphite-gaz)
• D 2 O (eau lourde, voir Réacteur nucléaire à eau lourde, CANDU)

Par type de modérateur

• C (graphite, voir Réacteur graphite-gaz, Réacteur graphite-eau)
• H2O (eau, voir Réacteur à eau légère, Réacteur refroidi à l'eau, VVER)
• D 2 O (eau lourde, voir Réacteur nucléaire à eau lourde, CANDU)
• Hydrures métalliques
• Sans modérateur (voir Réacteur rapide)

Intentionnellement

Par méthode de génération de vapeur

• Réacteur avec générateur de vapeur externe (Voir Réacteur eau-eau, VVER)

Classement AIEA

• REP (réacteurs à eau sous pression) - réacteur eau-eau (réacteur à eau sous pression) ;
• BWR (réacteur à eau bouillante) - réacteur à eau bouillante ;
• FBR (réacteur surgénérateur rapide) - réacteur surgénérateur rapide ;
• GCR (réacteur refroidi au gaz) - réacteur refroidi au gaz ;
• LWGR (réacteur graphite-eau légère) - réacteur graphite-eau
• PHWR (réacteur à eau lourde sous pression) - réacteur à eau lourde

Les plus répandus dans le monde sont les réacteurs à eau sous pression (environ 62 %) et à eau bouillante (20 %).

Matériaux de réacteur

Les matériaux à partir desquels les réacteurs sont construits fonctionnent à des températures élevées dans un champ de neutrons, de quanta γ et de fragments de fission. Par conséquent, tous les matériaux utilisés dans d’autres branches technologiques ne conviennent pas à la construction de réacteurs. Lors du choix des matériaux pour réacteurs, leur résistance aux radiations, leur inertie chimique, leur section efficace d'absorption et d'autres propriétés sont prises en compte.

L’instabilité des matériaux aux rayonnements a moins d’effet à haute température. La mobilité des atomes devient si grande que la probabilité de retour des atomes expulsés du réseau cristallin à leur place ou de recombinaison de l'hydrogène et de l'oxygène en une molécule d'eau augmente considérablement. Ainsi, la radiolyse de l'eau est insignifiante dans les réacteurs énergétiques sans ébullition (par exemple VVER), tandis que dans les réacteurs de recherche puissants, une quantité importante de mélange explosif est libérée. Les réacteurs disposent de systèmes spéciaux pour le brûler.

Les matériaux du réacteur sont en contact les uns avec les autres (enveloppe combustible avec caloporteur et combustible nucléaire, cassettes de combustible avec caloporteur et modérateur, etc.). Bien entendu, les matériaux en contact doivent être chimiquement inertes (compatibles). Un exemple d'incompatibilité est l'uranium et l'eau chaude entrant dans une réaction chimique.

Pour la plupart des matériaux, les propriétés de résistance se détériorent fortement avec l'augmentation de la température. Dans les réacteurs de puissance, les matériaux de structure fonctionnent à des températures élevées. Cela limite le choix des matériaux de construction, notamment pour les parties du réacteur de puissance qui doivent résister à des pressions élevées.

Burnout et reproduction du combustible nucléaire

Lors du fonctionnement d'un réacteur nucléaire, en raison de l'accumulation de fragments de fission dans le combustible, sa composition isotopique et chimique change et des éléments transuraniens, principalement des isotopes, se forment. L'effet des fragments de fission sur la réactivité d'un réacteur nucléaire est appelé empoisonnement(pour les fragments radioactifs) et scories(pour les isotopes stables).

La principale raison de l'empoisonnement du réacteur est le , qui possède la plus grande section efficace d'absorption des neutrons (2,6·10 6 barn). Demi-vie du 135 Xe T 1/2 = 9,2 heures ; Le rendement lors de la division est de 6 à 7 %. La majeure partie du 135 Xe est formée à la suite de la désintégration ( T 1/2 = 6,8 heures). En cas d'empoisonnement, Keff change de 1 à 3%. La grande section efficace d'absorption du 135 Xe et la présence de l'isotope intermédiaire 135 I conduisent à deux phénomènes importants :

1. À une augmentation de la concentration en 135 Xe et, par conséquent, à une diminution de la réactivité du réacteur après son arrêt ou sa réduction de puissance (« puits à iode »), ce qui rend impossibles les arrêts de courte durée et les fluctuations de la puissance de sortie . Cet effet est surmonté par l'introduction d'une réserve de réactivité dans les organismes de réglementation. La profondeur et la durée du puits d'iode dépendent du flux de neutrons Ф : à Ф = 5·10 18 neutrons/(cm²·sec), la durée du puits d'iode est de ˜ 30 heures et la profondeur est 2 fois supérieure à la profondeur stationnaire. changement dans Keff causé par un empoisonnement au 135 Xe.
2. En raison d'un empoisonnement, des fluctuations spatio-temporelles du flux de neutrons F et, par conséquent, de la puissance du réacteur peuvent se produire. Ces oscillations se produisent à Ф > 10 18 neutrons/(cm²·sec) et dans des réacteurs de grande taille. Périodes d'oscillation ˜ 10 heures.

La fission nucléaire produit un grand nombre de fragments stables, qui diffèrent par leurs sections efficaces d'absorption par rapport à la section efficace d'absorption de l'isotope fissile. La concentration de fragments à grande section efficace d'absorption atteint la saturation dès les premiers jours de fonctionnement du réacteur. Il s’agit principalement de crayons combustibles d’« âges » différents.

Dans le cas d'un changement complet de combustible, le réacteur présente un excès de réactivité qu'il convient de compenser, alors que dans le second cas, la compensation n'est requise qu'au premier démarrage du réacteur. Une surcharge continue permet d'augmenter la profondeur de combustion, puisque la réactivité du réacteur est déterminée par les concentrations moyennes en isotopes fissiles.

La masse de carburant chargé dépasse la masse de carburant déchargé en raison du « poids » de l’énergie libérée. Après l'arrêt du réacteur, d'abord principalement en raison de la fission par les neutrons retardés, puis, après 1 à 2 minutes, en raison du rayonnement β et γ des fragments de fission et des éléments transuraniens, la libération d'énergie dans le combustible se poursuit. Si le réacteur a fonctionné suffisamment longtemps avant de s'arrêter, alors 2 minutes après l'arrêt, la libération d'énergie est d'environ 3%, après 1 heure - 1%, après une journée - 0,4%, après un an - 0,05% de la puissance initiale.

Le rapport entre le nombre d'isotopes fissiles du Pu formés dans un réacteur nucléaire et la quantité de 235 U brûlé est appelé taux de conversion KK. La valeur de K K augmente avec la diminution de l'enrichissement et de la combustion. Pour un réacteur à eau lourde utilisant de l'uranium naturel, avec une combustion de 10 GW jour/t K K = 0,55, et avec de petites combustions (dans ce cas K K est appelé coefficient initial de plutonium) KK = 0,8. Si un réacteur nucléaire brûle et produit les mêmes isotopes (réacteur surgénérateur), alors le rapport entre le taux de reproduction et le taux de combustion est appelé taux de reproduction K V. Dans les réacteurs nucléaires utilisant des neutrons thermiques K V< 1, а для реакторов на быстрых нейтронах К В может достигать 1,4-1,5. Рост К В для реакторов на быстрых нейтронах объясняется главным образом тем, что, особенно в случае 239 Pu, для быстрых нейтронов g grandit et UN chutes.

Contrôle des réacteurs nucléaires

Le contrôle d'un réacteur nucléaire n'est possible que du fait que lors de la fission, une partie des neutrons s'échappent des fragments avec un retard pouvant aller de plusieurs millisecondes à plusieurs minutes.

Pour contrôler le réacteur, on utilise des barres absorbantes, introduites dans le cœur, constituées de matériaux absorbant fortement les neutrons (principalement et quelques autres) et/ou d'une solution d'acide borique, ajoutée au liquide de refroidissement dans une certaine concentration (contrôle du bore). . Le mouvement des tiges est contrôlé par des mécanismes spéciaux, des entraînements, fonctionnant selon les signaux de l'opérateur ou des équipements de contrôle automatique du flux neutronique.

En cas de diverses situations d'urgence, chaque réacteur est doté d'un arrêt d'urgence de la réaction en chaîne, réalisé en laissant tomber toutes les barres absorbantes dans le cœur - un système de protection d'urgence.

Chaleur résiduelle

Un problème important directement lié à la sûreté nucléaire est la chaleur résiduelle. Il s'agit d'une spécificité du combustible nucléaire, qui consiste dans le fait qu'après l'arrêt de la réaction de fission en chaîne et l'inertie thermique habituelle à toute source d'énergie, le dégagement de chaleur dans le réacteur se poursuit pendant une longue période, ce qui crée un nombre de problèmes techniquement complexes.

La chaleur résiduelle est une conséquence de la désintégration β et γ des produits de fission accumulés dans le combustible pendant le fonctionnement du réacteur. Les noyaux des produits de fission, en raison de la désintégration, se transforment en un état plus stable ou complètement stable avec la libération d'une énergie importante.

Bien que le taux de dégagement de chaleur résiduelle diminue rapidement jusqu'à des valeurs faibles par rapport aux valeurs en régime permanent, dans les réacteurs de puissance de grande puissance, il est significatif en termes absolus. Pour cette raison, la génération de chaleur résiduelle nécessite une longue période de temps pour assurer l’évacuation de la chaleur du cœur du réacteur après son arrêt. Cette tâche nécessite la conception de l'installation du réacteur de manière à ce qu'elle soit dotée de systèmes de refroidissement dotés d'une alimentation électrique fiable, ainsi que le stockage à long terme (3 à 4 ans) du combustible nucléaire usé dans des installations de stockage soumises à un régime de température particulier - des piscines de refroidissement, qui sont généralement situé à proximité immédiate du réacteur.

voir également

• Liste des réacteurs nucléaires conçus et construits en Union soviétique

Littérature

• Levin V.E. Physique nucléaire et réacteurs nucléaires. 4e éd. - M. : Atomizdat, 1979.
• Shukolyukov A. Yu. «Uranium. Réacteur nucléaire naturel. « Chimie et Vie » n°6, 1980, p. 20-24

Remarques

1. "ZEEP - Le premier réacteur nucléaire du Canada", Musée des sciences et de la technologie du Canada.
2. Greshilov A.A., Egupov N.D., Matushchenko A.M. Bouclier nucléaire. - M. : Logos, 2008. - 438 p. -

Le premier réacteur nucléaire fut construit en décembre 1942 aux États-Unis sous la direction d'E. Fermi . En Europe, le premier réacteur nucléaire a été lancé en décembre 1946 à Moscou sous la direction d'I.V. Kourtchatova . En 1978, il y avait déjà environ un millier de réacteurs nucléaires de différents types en service dans le monde. Les composants de tout réacteur nucléaire sont : cœur Avec combustible nucléaire, généralement entouré d'un réflecteur de neutrons, liquide de refroidissement, système de contrôle de réaction en chaîne, radioprotection, système de contrôle à distance ( riz. 1). La principale caractéristique d’un réacteur nucléaire est sa puissance. Puissance à 1 Mv correspond à une réaction en chaîne dans laquelle se produisent 3 10 16 actes de fission en 1 seconde.
Conception de réacteurs nucléaires de puissance.

Un réacteur nucléaire est un dispositif dans lequel une réaction en chaîne contrôlée de fission de noyaux d'éléments lourds est effectuée, et l'énergie thermique libérée au cours de ce processus est évacuée par un liquide de refroidissement. L'élément principal d'un réacteur nucléaire est le cœur. Il abrite du combustible nucléaire et réalise une réaction de fission en chaîne. Le cœur est un ensemble d’éléments combustibles contenant du combustible nucléaire placé d’une certaine manière. Les réacteurs à neutrons thermiques utilisent un modérateur. Le liquide de refroidissement est pompé à travers le noyau pour refroidir les éléments combustibles. Dans certains types de réacteurs, le rôle de modérateur et de caloporteur est assuré par la même substance, par exemple l'eau ordinaire ou lourde.

Schéma du réacteur homogène : 1 corps de réacteur, 2 cœurs, compensateur 3 volumes, 4 échangeurs de chaleur, 5 sorties de vapeur, 6 entrées d'eau d'alimentation, 7 pompes de circulation

Pour contrôler le fonctionnement du réacteur, des barres de commande constituées de matériaux à grande section efficace d'absorption des neutrons sont introduites dans le cœur. Le cœur des réacteurs de puissance est entouré d'un réflecteur de neutrons - une couche de matériau modérateur pour réduire les fuites de neutrons du cœur. De plus, grâce au réflecteur, la densité neutronique et la libération d'énergie sont égalisées dans tout le volume du cœur, ce qui permet d'obtenir une plus grande puissance pour une taille de zone donnée, d'obtenir une combustion plus uniforme du combustible, d'augmenter la durée de fonctionnement du réacteur. sans surcharger le combustible, et simplifier le système d'évacuation de la chaleur. Le réflecteur est chauffé par l'énergie des neutrons et des quanta gamma absorbés et ralentis, son refroidissement est donc assuré. Le noyau, le réflecteur et les autres éléments sont logés dans un boîtier ou un boîtier étanche, généralement entouré d'une protection biologique.

Au cœur d'un réacteur nucléaire se trouve du combustible nucléaire, une réaction en chaîne de fission nucléaire se produit et de l'énergie est libérée. Le réacteur nucléaire d'État se caractérise par un coefficient effectif Kef multiplication des neutrons ou réactivité r :

R = (K ¥ - 1)/K eff. (1)

Si K ef > 1, alors la réaction en chaîne s'accentue avec le temps, le réacteur nucléaire est dans un état supercritique et sa réactivité r > 0 ; Si K eff< 1 , puis la réaction s'arrête, le réacteur est sous-critique, r< 0; при À ¥ = 1, r = 0, le réacteur est dans un état critique, un processus stationnaire est en cours et le nombre de fissions est constant dans le temps. Pour initier une réaction en chaîne lors du démarrage d'un réacteur nucléaire, une source de neutrons (un mélange de Ra et Be, 252 Cf, etc.) est généralement introduite dans le cœur, même si cela n'est pas nécessaire, car la fission spontanée des noyaux d'uranium et rayons cosmiques fournir un nombre suffisant de neutrons initiaux pour le développement d'une réaction en chaîne à K ef > 1.

L'235 U est utilisé comme substance fissile dans la plupart des réacteurs nucléaires. Si le cœur, en plus du combustible nucléaire (uranium naturel ou enrichi), contient un modérateur de neutrons (graphite, eau et autres substances contenant des noyaux légers, voir Modération neutronique), alors l'essentiel des divisions se produit sous l'influence neutrons thermiques (réacteur thermique). Un réacteur nucléaire à neutrons thermiques peut utiliser de l'uranium naturel non enrichi en 235 U (ce fut le premier réacteur nucléaire). S'il n'y a pas de modérateur dans le cœur, alors la majeure partie des fissions est provoquée par des neutrons rapides d'énergie x n > 10. kev (réacteur rapide). Des réacteurs à neutrons intermédiaires avec des énergies de 1 à 1 000 sont également possibles ev.

La condition de criticité pour un réacteur nucléaire a la forme :

Keff = K ¥ × P = 1 , (1)

Où 1 - P est la probabilité que des neutrons s'échappent (fuite) du cœur du réacteur nucléaire, À ¥ - le facteur de multiplication des neutrons dans un cœur infiniment grand, déterminé pour un réacteur nucléaire thermique par la « formule à quatre facteurs » :

À¥ = néju. (2)

Ici n est le nombre moyen de neutrons secondaires (rapides) résultant de la fission d'un noyau de 235 U par des neutrons thermiques, e est le facteur de multiplication par les neutrons rapides (une augmentation du nombre de neutrons due à la fission des noyaux, principalement 238 noyaux U, par neutrons rapides) ; j est la probabilité qu'un neutron ne soit pas capturé par le noyau de 238 U pendant le processus de ralentissement, u est la probabilité qu'un neutron thermique provoque une fission. La valeur h = n/(l + a) est souvent utilisée, où a est le rapport de la section efficace de capture de rayonnement sp à la section efficace de fission s d.

La condition (1) détermine les dimensions du réacteur nucléaire. Par exemple, pour un réacteur nucléaire constitué d'uranium naturel et de graphite n = 2.4. e » 1,03, eju » 0,44, d'où À¥ =1,08. Cela signifie que pour À ¥ > 1 P nécessaire<0,93, что соответствует (как показывает теория Ядерный реактор) размерам активной зоны Ядерный реактор ~ 5-10 m. Le volume d'un réacteur nucléaire énergétique moderne atteint des centaines m3 et est déterminé principalement par les capacités d'évacuation de la chaleur, et non par les conditions de criticité. Le volume de la zone active d'un réacteur nucléaire dans un état critique est appelé volume critique du réacteur nucléaire, et la masse de la matière fissile est appelée masse critique. Un réacteur nucléaire avec du combustible sous forme de solutions de sels d'isotopes fissiles purs dans l'eau et avec un réflecteur de neutrons à eau a la masse critique la plus basse. Pour 235 U cette masse est de 0,8 kg, Pour 239 Pu - 0,5 kg . Le 251 Cf a la plus petite masse critique (théoriquement 10 g). Paramètres critiques du réacteur nucléaire en graphite à uranium naturel : masse d'uranium 45 T, graphite volume 450 m3 . Pour réduire les fuites de neutrons, le noyau prend une forme sphérique ou quasi sphérique, par exemple un cylindre d'une hauteur de l'ordre du diamètre ou un cube (le plus petit rapport surface/volume).

La valeur de n est connue pour les neutrons thermiques avec une précision de 0,3 % (tableau 1). À mesure que l'énergie x n du neutron qui a provoqué la fission augmente, n augmente selon la loi : n = n t + 0,15x n (x n in Mev), où n t correspond à la fission par neutrons thermiques.

Tableau 1. - Valeurs n et h) pour les neutrons thermiques (d'après les données de 1977)

La valeur (e-1) n'est généralement que de quelques % ; néanmoins, le rôle de la multiplication des neutrons rapides est important, puisque pour les grands réacteurs nucléaires ( À ¥ - 1) << 1 (графитовые Ядерный реактор с естественным ураном, в которых впервые была осуществлена цепная реакция, невозможно было бы создать, если бы не существовало деления на быстрых нейтронах).

La valeur maximale possible de J est atteinte dans un réacteur nucléaire, qui ne contient que des noyaux fissiles. Les réacteurs nucléaires énergétiques utilisent de l'uranium faiblement enrichi (concentration de 235 U ~ 3-5 %), et les noyaux de 238 U absorbent une partie notable des neutrons. Ainsi, pour un mélange naturel d'isotopes de l'uranium, la valeur maximale de nJ = 1.32. L'absorption des neutrons dans le modérateur et les matériaux de structure ne dépasse généralement pas 5 à 20 % de l'absorption de tous les isotopes du combustible nucléaire. Parmi les modérateurs, l'eau lourde a la plus faible absorption de neutrons et de matériaux de structure - Al et Zr.

La probabilité de capture résonante de neutrons par les noyaux de 238 U pendant le processus de modération (1-j) est considérablement réduite dans un réacteur nucléaire hétérogène. La diminution (1 - j) est due au fait que le nombre de neutrons d'énergie proche de la résonance diminue fortement à l'intérieur du bloc combustible et dans l'absorption résonante, seule la couche externe du bloc est impliquée. La structure hétérogène du réacteur nucléaire permet de réaliser un procédé en chaîne utilisant l'uranium naturel. Il réduit la valeur de O, mais cette perte de réactivité est nettement inférieure au gain dû à une diminution de l'absorption résonante.

Pour calculer les propriétés thermiques d'un réacteur nucléaire, il est nécessaire de déterminer le spectre des neutrons thermiques. Si l'absorption des neutrons est très faible et que le neutron parvient à entrer en collision plusieurs fois avec les noyaux modérateurs avant l'absorption, alors un équilibre thermodynamique (thermalisation des neutrons) s'établit entre le milieu modérateur et le gaz neutronique, et le spectre des neutrons thermiques est décrit. Distribution Maxwell . En réalité, l’absorption des neutrons dans le cœur d’un réacteur nucléaire est assez élevée. Cela conduit à un écart par rapport à la distribution de Maxwell - l'énergie moyenne des neutrons est supérieure à l'énergie moyenne des molécules du milieu. Le processus de thermalisation est influencé par les mouvements des noyaux, les liaisons chimiques des atomes, etc.

Burnout et reproduction du combustible nucléaire. Lors du fonctionnement d'un réacteur nucléaire, une modification de la composition du combustible se produit en raison de l'accumulation de fragments de fission dans celui-ci (voir. Fission nucléaire) et avec l'éducation éléments transuraniens, principalement des isotopes Pu. L'influence des fragments de fission sur la réactivité Un réacteur nucléaire est appelé empoisonnement (pour les fragments radioactifs) et scorification (pour les fragments stables). L'intoxication est causée principalement par le 135 Xe qui possède la plus grande section efficace d'absorption des neutrons (2,6 10 6 Grange). Sa demi-vie T 1/2 = 9,2 heures, le rendement de fission est de 6-7 %. La majeure partie du 135 Xe est formée à la suite de la désintégration du 135 ]( Centre commercial = 6,8 h). En cas d'empoisonnement, le Cef change de 1 à 3 %. La grande section efficace d'absorption du 135 Xe et la présence de l'isotope intermédiaire 135 I conduisent à deux phénomènes importants : 1) à une augmentation de la concentration du 135 Xe et, par conséquent, à une diminution de la réactivité d'un réacteur nucléaire après celui-ci. est arrêté ou la puissance est réduite (« puits à iode »). Cela impose une réserve de réactivité supplémentaire aux organismes de contrôle ou rend impossibles les arrêts de courte durée et les fluctuations de puissance. La profondeur et la durée du puits d'iode dépendent du flux de neutrons Ф : à Ф = 5·10 13 neutrons/cm 2 × seconde Durée du puits d'iode ~ 30 h, et la profondeur est 2 fois supérieure au changement stationnaire K eff, causée par un empoisonnement au 135 Xe. 2) En raison d'un empoisonnement, des oscillations spatio-temporelles du flux de neutrons F, et donc de la puissance, peuvent se produire Réacteur nucléaire Ces oscillations se produisent à F> 10 13 neutrons/cm 2 × sec et de grandes tailles Réacteur nucléaire Périodes d'oscillation ~ 10 h.

Le nombre de fragments stables différents résultant de la fission nucléaire est important. Il existe des fragments avec des sections efficaces d'absorption grandes et petites par rapport à la section efficace d'absorption de l'isotope fissile. La concentration du premier atteint la saturation dès les premiers jours de fonctionnement du réacteur nucléaire (principalement 149 Sm, faisant évoluer Keff de 1 %). La concentration de ces derniers et la réactivité négative qu'ils introduisent augmentent linéairement avec le temps.

La formation d'éléments transuraniens dans un réacteur nucléaire se déroule selon les schémas suivants :

Ici, 3 signifie capture de neutrons, le chiffre sous la flèche est la demi-vie.

L'accumulation de 239 Pu (combustible nucléaire) au début du fonctionnement d'un réacteur nucléaire se produit de manière linéaire dans le temps, et plus l'enrichissement de l'uranium est rapide (avec une combustion fixe de 235 U). Ensuite, la concentration de 239 Pu tend vers une valeur constante, qui ne dépend pas du degré d'enrichissement, mais est déterminée par le rapport des sections efficaces de capture de neutrons de 238 U et 239 Pu. . Temps caractéristique pour établir la concentration à l’équilibre 239 Pu ~ 3/ F années (F en unités 10 13 neutrons/ cm 2×sec). Les isotopes 240 Pu et 241 Pu n'atteignent des concentrations d'équilibre que lorsque le combustible est rebrûlé dans un réacteur nucléaire après régénération du combustible nucléaire.

L'épuisement du combustible nucléaire est caractérisé par l'énergie totale libérée dans le réacteur nucléaire par 1 T carburant. Pour un réacteur nucléaire fonctionnant à l'uranium naturel, la combustion maximale est d'environ 10 GW × jour/jour(réacteur nucléaire à eau lourde). B Réacteur nucléaire à uranium faiblement enrichi (2-3% 235 U) l'épuisement professionnel ~ 20-30 est atteint GW-jour/t. Dans un réacteur nucléaire à neutrons rapides - jusqu'à 100 GW-jour/t.Épuisement 1 GW-jour/t correspond à la combustion de 0,1% de combustible nucléaire.

Lorsque le combustible nucléaire brûle, la réactivité d'un réacteur nucléaire diminue (dans un réacteur nucléaire utilisant de l'uranium naturel, à de faibles taux de combustion, une légère augmentation de la réactivité se produit). Le remplacement du combustible brûlé peut être effectué immédiatement à partir de l'ensemble du cœur ou progressivement le long des crayons combustibles afin que le cœur contienne des crayons combustibles de tous âges - un mode de surcharge continue (des options intermédiaires sont possibles). Dans le premier cas, un réacteur nucléaire à combustible neuf présente un excès de réactivité qu'il faut compenser. Dans le second cas, une telle compensation n'est nécessaire que lors du démarrage initial, avant d'entrer en mode surcharge continue. Le rechargement continu permet d'augmenter la profondeur de combustion, puisque la réactivité d'un réacteur nucléaire est déterminée par les concentrations moyennes de nucléides fissiles (les éléments combustibles présentant une concentration minimale de nucléides fissiles sont déchargés). Le tableau 2 présente la composition du combustible nucléaire récupéré carburant (en kg)V réacteur à eau sous pression puissance 3 Gvt. L'ensemble du cœur est déchargé simultanément après 3 opérations du réacteur nucléaire. années et "extraits" 3 années(Ф = 3×10 13 neutrons/cm 2 ×sec). Composition initiale : 238 U - 77350, 235 U - 2630, 234 U - 20.

Tableau 2. - Composition du carburant déchargé, kg

I. Conception d'un réacteur nucléaire

Un réacteur nucléaire se compose des cinq éléments principaux suivants :

1) combustible nucléaire ;

2) modérateur de neutrons ;

3) les systèmes de réglementation ;

4) systèmes de refroidissement ;

5) écran de protection.

1. Combustible nucléaire.

Le combustible nucléaire est une source d'énergie. Il existe actuellement trois types connus de matières fissiles :

a) l'uranium 235, qui représente 0,7 %, soit 1/140 de l'uranium naturel ;

6) le plutonium 239, qui se forme dans certains réacteurs à base d'uranium 238, qui constitue la quasi-totalité de la masse de l'uranium naturel (99,3 %, soit 139/140 parties).

En capturant les neutrons, les noyaux d'uranium 238 se transforment en noyaux de neptunium - le 93e élément du système périodique de Mendeleïev ; ces derniers, à leur tour, se transforment en noyaux de plutonium - le 94ème élément du tableau périodique. Le plutonium est facilement extrait de l’uranium irradié par des moyens chimiques et peut être utilisé comme combustible nucléaire ;

c) l'uranium 233, qui est un isotope artificiel de l'uranium obtenu à partir du thorium.

Contrairement à l'uranium 235, présent dans l'uranium naturel, le plutonium 239 et l'uranium 233 ne sont obtenus que artificiellement. C'est pourquoi on les appelle combustible nucléaire secondaire ; La source de ce combustible est l’uranium 238 et le thorium 232.

Ainsi, parmi tous les types de combustible nucléaire énumérés ci-dessus, l'uranium est le principal. Ceci explique l'ampleur énorme que prennent les recherches et l'exploration des gisements d'uranium dans tous les pays.

L'énergie libérée dans un réacteur nucléaire est parfois comparée à celle libérée lors d'une réaction de combustion chimique. Il existe cependant une différence fondamentale entre eux.

La quantité de chaleur obtenue lors de la fission de l'uranium est incommensurablement supérieure à la quantité de chaleur obtenue lors de la combustion, par exemple, du charbon : 1 kg d'uranium 235, égal en volume à un paquet de cigarettes, pourrait théoriquement fournir autant d'énergie que 2600 tonnes de charbon.

Cependant, ces opportunités énergétiques ne sont pas pleinement exploitées, car la totalité de l’uranium 235 ne peut pas être séparée de l’uranium naturel. Ainsi, 1 kg d'uranium, selon son degré d'enrichissement en uranium 235, équivaut actuellement à environ 10 tonnes de charbon. Mais il ne faut pas oublier que l’utilisation du combustible nucléaire facilite le transport et réduit donc considérablement le coût du combustible. Des experts britanniques ont calculé qu'en enrichissant l'uranium, ils pourraient multiplier par 10 la chaleur produite dans les réacteurs, ce qui équivaudrait à 1 tonne d'uranium à 100 000 tonnes de charbon.

La deuxième différence entre le processus de fission nucléaire, qui se produit avec dégagement de chaleur, et la combustion chimique est que la réaction de combustion nécessite de l'oxygène, alors que pour initier une réaction en chaîne, il suffit de quelques neutrons et d'une certaine masse de combustible nucléaire, égale à la masse critique, que nous définissons déjà donnée dans la section sur la bombe atomique.

Et enfin, le processus invisible de fission nucléaire s'accompagne de l'émission de rayonnements extrêmement nocifs, contre lesquels il faut se protéger.

2. Modérateur de neutrons.

Afin d'éviter la propagation des produits de fission dans le réacteur, le combustible nucléaire doit être placé dans des coques spéciales. Pour fabriquer de telles coques, vous pouvez utiliser de l'aluminium (la température du liquide de refroidissement ne doit pas dépasser 200°), ou mieux encore, du béryllium ou du zirconium - de nouveaux métaux dont la production sous sa forme pure se heurte à de grandes difficultés.

Les neutrons produits lors de la fission nucléaire (en moyenne 2 à 3 neutrons lors de la fission d'un noyau d'un élément lourd) ont une certaine énergie. Pour que la probabilité que les neutrons divisent d'autres noyaux soit la plus grande, sans laquelle la réaction ne serait pas auto-entretenue, il faut que ces neutrons perdent une partie de leur vitesse. Ceci est réalisé en plaçant un modérateur dans le réacteur, dans lequel les neutrons rapides sont convertis en neutrons lents à la suite de nombreuses collisions successives. Étant donné que la substance utilisée comme modérateur doit avoir des noyaux d'une masse approximativement égale à la masse des neutrons, c'est-à-dire des noyaux d'éléments légers, l'eau lourde a été utilisée dès le début comme modérateur (D 2 0, où D est le deutérium , qui a remplacé l'hydrogène léger dans l'eau ordinaire N 2 0). Cependant, ils essaient maintenant d'utiliser de plus en plus de graphite - c'est moins cher et donne presque le même effet.

Une tonne d'eau lourde achetée en Suède coûte entre 70 et 80 millions de francs. Lors de la Conférence de Genève sur les utilisations pacifiques de l'énergie atomique, les Américains ont annoncé qu'ils pourraient bientôt vendre de l'eau lourde au prix de 22 millions de francs la tonne.

Une tonne de graphite coûte 400 mille francs et une tonne d'oxyde de béryllium coûte 20 millions de francs.

La substance utilisée comme modérateur doit être pure pour éviter la perte de neutrons lors de leur passage dans le modérateur. À la fin de l'essai, les neutrons ont une vitesse moyenne d'environ 2 200 m/s, alors que leur vitesse initiale était d'environ 20 000 km/s. Dans les réacteurs, le dégagement de chaleur se produit progressivement et peut être contrôlé, contrairement à une bombe atomique, où il se produit instantanément et prend le caractère d'une explosion.

Certains types de réacteurs rapides ne nécessitent pas de modérateur.

3. Système de réglementation.

Une personne devrait être capable de provoquer, réguler et arrêter une réaction nucléaire à volonté. Ceci est réalisé à l'aide de barres de contrôle en acier au bore ou en cadmium, des matériaux capables d'absorber les neutrons. Selon la profondeur à laquelle les barres de commande sont descendues dans le réacteur, le nombre de neutrons dans le cœur augmente ou diminue, ce qui permet in fine de réguler le processus. Les barres de commande sont contrôlées automatiquement à l'aide de servomécanismes ; Certaines de ces tiges peuvent tomber instantanément dans le noyau en cas de danger.

Au début, on craignait qu’une explosion de réacteur ne cause les mêmes dégâts qu’une bombe atomique. Afin de prouver qu’une explosion de réacteur ne se produit que dans des conditions différentes des conditions normales et ne présente pas de danger grave pour la population vivant à proximité de la centrale nucléaire, les Américains ont délibérément fait exploser un réacteur dit « en ébullition ». En effet, il y a eu une explosion que l’on peut qualifier de « classique », c’est-à-dire non nucléaire ; cela prouve une fois de plus que des réacteurs nucléaires peuvent être construits à proximité de zones peuplées sans danger particulier pour ces dernières.

4. Système de refroidissement.

Lors de la fission nucléaire, une certaine énergie est libérée, qui est transférée aux produits de désintégration et aux neutrons résultants. Cette énergie, résultant de nombreuses collisions de neutrons, est convertie en énergie thermique. Par conséquent, afin d'éviter une panne rapide du réacteur, la chaleur doit être évacuée. Dans les réacteurs destinés à produire des isotopes radioactifs, cette chaleur n'est pas utilisée, mais dans les réacteurs destinés à produire de l'énergie, elle devient au contraire le produit principal. Le refroidissement peut être effectué à l'aide de gaz ou d'eau, qui circule dans le réacteur sous pression à travers des tubes spéciaux et est ensuite refroidi dans un échangeur de chaleur. La chaleur dégagée peut être utilisée pour chauffer la vapeur qui fait tourner une turbine reliée au générateur ; un tel dispositif serait une centrale nucléaire.

5. Écran de protection.

Afin d'éviter les effets nocifs des neutrons pouvant voler à l'extérieur du réacteur, et de se protéger des rayonnements gamma émis lors de la réaction, une protection fiable est nécessaire. Les scientifiques ont calculé qu'un réacteur d'une puissance de 100 000 kW émet une telle quantité de rayonnement radioactif qu'une personne située à une distance de 100 m le recevrait en 2 minutes. dose létale. Pour assurer la protection du personnel assurant l'entretien du réacteur, des murs de deux mètres de haut sont construits en béton spécial avec des dalles en plomb.

Le premier réacteur fut construit en décembre 1942 par l'italien Fermi. À la fin de 1955, il y avait environ 50 réacteurs nucléaires dans le monde (États-Unis - 2,1, Angleterre - 4, Canada - 2, France - 2). Il convient d'ajouter qu'au début de 1956, environ 50 réacteurs supplémentaires avaient été conçus à des fins de recherche et industrielles (États-Unis - 23, France - 4, Angleterre - 3, Canada - 1).

Les types de ces réacteurs sont très divers, allant des réacteurs à neutrons lents avec modérateurs en graphite et uranium naturel comme combustible aux réacteurs à neutrons rapides utilisant comme combustible de l'uranium enrichi en plutonium ou de l'uranium 233, produit artificiellement à partir de thorium.

A ces deux types opposés s'ajoutent toute une série de réacteurs qui diffèrent les uns des autres soit par la composition du combustible nucléaire, soit par le type de modérateur, soit par le caloporteur.

Il est très important de noter que, même si l'aspect théorique de la question est désormais bien étudié par les spécialistes de tous les pays, dans le domaine pratique, les différents pays n'ont pas encore atteint le même niveau. Les États-Unis et la Russie sont en avance sur les autres pays. On peut affirmer que l’avenir de l’énergie nucléaire dépendra principalement des progrès technologiques.