De ce avem nevoie de un reactor nuclear? Cum funcționează un reactor nuclear? Nașterea energiei nucleare

Proiectare și principiu de funcționare

Mecanism de eliberare a energiei

Transformarea unei substanțe este însoțită de eliberarea de energie liberă numai dacă substanța are o rezervă de energie. Aceasta din urmă înseamnă că microparticulele unei substanțe se află într-o stare cu o energie de repaus mai mare decât într-o altă stare posibilă la care există o tranziție. O tranziție spontană este întotdeauna împiedicată de o barieră energetică, pentru a o depăși microparticula trebuie să primească o anumită cantitate de energie din exterior - energie de excitație. Reacția exoenergetică constă în faptul că în transformarea care urmează excitării se eliberează mai multă energie decât este necesară pentru excitarea procesului. Există două moduri de a depăși bariera energetică: fie datorită energiei cinetice a particulelor care se ciocnesc, fie datorită energiei de legare a particulei care se unește.

Dacă ținem cont de scara macroscopică a eliberării de energie, atunci toate sau inițial cel puțin o parte din particulele substanței trebuie să aibă energia cinetică necesară pentru a excita reacțiile. Acest lucru este realizabil doar prin creșterea temperaturii mediului până la o valoare la care energia mișcării termice se apropie de pragul de energie care limitează cursul procesului. În cazul transformărilor moleculare, adică al reacțiilor chimice, o astfel de creștere este de obicei de sute de kelvin, dar în cazul reacțiilor nucleare este de cel puțin 10 7 din cauza înălțimii foarte mari a barierelor Coulomb a nucleelor ​​care se ciocnesc. Excitarea termică a reacțiilor nucleare se realizează în practică numai în timpul sintezei celor mai ușoare nuclee, în care barierele Coulomb sunt minime (fuziune termonucleară).

Excitarea prin unirea particulelor nu necesită energie cinetică mare și, prin urmare, nu depinde de temperatura mediului, deoarece apare din cauza legăturilor neutilizate inerente forțelor atractive ale particulelor. Dar pentru a excita reacțiile, particulele în sine sunt necesare. Și dacă ne referim din nou nu la un act separat de reacție, ci la producerea de energie la scară macroscopică, atunci acest lucru este posibil numai atunci când are loc o reacție în lanț. Acesta din urmă apare atunci când particulele care excită reacția reapar ca produse ale unei reacții exoenergetice.

Proiecta

Orice reactor nuclear este format din următoarele părți:

• Miez cu combustibil nuclear și moderator;
• Reflector de neutroni care înconjoară miezul;
• Sistem de control al reacției în lanț, inclusiv protecție în caz de urgență;
• Protecție împotriva radiațiilor;
• Sistem de control de la distanță.

Principii fizice de funcționare

Vezi și articolele principale:

Starea actuală a unui reactor nuclear poate fi caracterizată prin factorul efectiv de multiplicare a neutronilor k sau reactivitate ρ , care sunt legate prin următoarea relație:

Următoarele valori sunt tipice pentru aceste cantități:

• k> 1 - reacția în lanț crește în timp, reactorul este în supercritic starea, reactivitatea acesteia ρ > 0;
• k < 1 - реакция затухает, реактор - subcritic, ρ < 0;
• k = 1, ρ = 0 - numărul de fisiuni nucleare este constant, reactorul se află într-un stabil critic condiție.

Condiție de criticitate pentru un reactor nuclear:

Inversarea factorului de multiplicare la unitate se realizează prin echilibrarea înmulțirii neutronilor cu pierderile acestora. De fapt, există două motive pentru pierderi: captarea fără fisiune și scurgerea neutronilor în afara mediului de reproducere.

Este evident că 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 pentru reactoare termice poate fi determinat prin așa-numita „formulă a 4 factori”:

• η este randamentul de neutroni pentru două absorbții.

Volumele reactoarelor de putere moderne pot atinge sute de m³ și sunt determinate în principal nu de condițiile de criticitate, ci de capacitățile de îndepărtare a căldurii.

Volum critic reactor nuclear - volumul miezului reactorului într-o stare critică. Masa critica- masa materialului fisionabil al reactorului, care se află în stare critică.

Reactoarele în care combustibilul este soluții apoase de săruri ale izotopilor puri fisionali cu un reflector de neutroni de apă au cea mai mică masă critică. Pentru 235 U această masă este de 0,8 kg, pentru 239 Pu - 0,5 kg. Este cunoscut, totuși, că masa critică pentru reactorul LOPO (primul reactor cu uraniu îmbogățit din lume), care avea un reflector de oxid de beriliu, a fost de 0,565 kg, în ciuda faptului că gradul de îmbogățire pentru izotopul 235 a fost doar puțin mai mare. peste 14%. Teoretic, are cea mai mică masă critică, pentru care această valoare este de doar 10 g.

Pentru a reduce scurgerea de neutroni, miezul primește o formă sferică sau apropiată de sferică, de exemplu, un cilindru sau un cub scurt, deoarece aceste cifre au cel mai mic raport suprafață la volum.

În ciuda faptului că valoarea (e - 1) este de obicei mică, rolul înmulțirii rapide a neutronilor este destul de mare, deoarece pentru reactoarele nucleare mari (K ∞ - 1)<< 1. Без этого процесса было бы невозможным создание первых графитовых реакторов на естественном уране.

Pentru a începe o reacție în lanț, neutronii produși în timpul fisiunii spontane a nucleelor ​​de uraniu sunt de obicei suficienti. De asemenea, este posibil să se utilizeze o sursă externă de neutroni pentru a porni reactorul, de exemplu, un amestec de și, sau alte substanțe.

Groapă de iod

Groapă de iod - o stare a unui reactor nuclear după ce acesta este oprit, caracterizată prin acumularea de xenon izotop de scurtă durată. Acest proces duce la apariția temporară a reactivității negative semnificative, care, la rândul său, face imposibilă aducerea reactorului la capacitatea sa de proiectare într-o anumită perioadă (aproximativ 1-2 zile).

Clasificare

După scop

În funcție de natura utilizării lor, reactoarele nucleare sunt împărțite în:

• Reactoarele de putere concepute pentru a produce energie electrică și termică utilizată în sectorul energetic, precum și pentru desalinizarea apei de mare (reactoarele de desalinizare sunt, de asemenea, clasificate ca industriale). Astfel de reactoare sunt utilizate în principal în centralele nucleare. Puterea termică a reactoarelor de putere moderne ajunge la 5 GW. Un grup separat include:
  • Reactoare de transport, conceput pentru a furniza energie motoarele vehiculelor. Cele mai largi grupuri de aplicații sunt reactoarele de transport maritim utilizate pe submarine și diferite nave de suprafață, precum și reactoarele utilizate în tehnologia spațială.
• Reactoare experimentale, destinat studiului diferitelor mărimi fizice, a căror valoare este necesară pentru proiectarea și funcționarea reactoarelor nucleare; Puterea unor astfel de reactoare nu depășește câțiva kW.
• Reactoarele de cercetare, în care fluxurile de neutroni și cuante gama create în nucleu sunt utilizate pentru cercetări în domeniul fizicii nucleare, fizicii stării solide, chimiei radiațiilor, biologiei, pentru testarea materialelor destinate să funcționeze în fluxuri intense de neutroni (inclusiv părți reactoare nucleare) pt. producerea de izotopi. Puterea reactoarelor de cercetare nu depășește 100 MW. Energia eliberată de obicei nu este utilizată.
• Reactoare industriale (arme, izotopi)., folosit pentru a produce izotopi folosiți în diverse domenii. Cel mai utilizat pentru producerea de materiale pentru arme nucleare, cum ar fi 239 Pu. De asemenea, clasificate ca industriale sunt reactoarele utilizate pentru desalinizarea apei de mare.

Adesea reactoarele sunt folosite pentru a rezolva două sau mai multe probleme diferite, caz în care sunt numite polivalent. De exemplu, unele reactoare de putere, în special în primele zile ale energiei nucleare, au fost proiectate în primul rând pentru experimentare. Reactoarele cu neutroni rapidi pot produce simultan energie și izotopi. Reactoarele industriale, pe lângă sarcina lor principală, generează adesea energie electrică și termică.

Conform spectrului de neutroni

• Reactor termic (lent) cu neutroni („reactor termic”)
• Reactor rapid cu neutroni („reactor rapid”)

Prin plasarea combustibilului

• Reactoare eterogene, în care combustibilul este plasat discret în miez sub formă de blocuri, între care se află un moderator;
• Reactoare omogene, în care combustibilul și moderatorul sunt un amestec omogen (sistem omogen).

Într-un reactor eterogen, combustibilul și moderatorul pot fi separate spațial, în special, într-un reactor cu cavitate, moderatorul-reflector înconjoară o cavitate cu combustibil care nu conține un moderator. Din punct de vedere fizic nuclear, criteriul de omogenitate/eterogenitate nu este proiectarea, ci amplasarea blocurilor de combustibil la o distanță care depășește lungimea de moderare a neutronilor într-un moderator dat. Astfel, reactoarele cu așa-numita „zăbrelă apropiată” sunt proiectate ca omogene, deși în ele combustibilul este de obicei separat de moderator.

Blocurile de combustibil nuclear dintr-un reactor eterogen sunt numite ansambluri de combustibil (FA), care sunt situate în miez la nodurile unei rețele obișnuite, formând celule.

După tipul de combustibil

• izotopi de uraniu 235, 238, 233 (235 U, 238 U, 233 U)
• izotop de plutoniu 239 (239 Pu), de asemenea izotopi 239-242 Pu sub formă de amestec cu 238 U (combustibil MOX)
• izotopul de toriu 232 (232 Th) (prin conversie la 233 U)

După gradul de îmbogățire:

• uraniu natural
• uraniu slab îmbogățit
• uraniu foarte îmbogățit

După compoziția chimică:

• metal U
• UC (carbură de uraniu), etc.

După tipul de lichid de răcire

• Gaz, (vezi reactor grafit-gaz)
• D 2 O (apă grea, vezi reactor nuclear cu apă grea, CANDU)

După tipul de moderator

• C (grafit, vezi reactor grafit-gaz, reactor grafit-apă)
• H2O (apă, vezi reactor cu apă ușoară, reactor răcit cu apă, VVER)
• D 2 O (apă grea, vezi reactor nuclear cu apă grea, CANDU)
• Hidruri metalice
• Fără moderator (vezi Reactor rapid)

De proiectare

Prin metoda de generare a aburului

• Reactor cu generator extern de abur (vezi reactor apă-apă, VVER)

clasificarea AIEA

• PWR (pressurized water reactors) - reactor apă-apă (reactor cu apă presurizată);
• BWR (boiling water reactor) - reactor cu apă în fierbere;
• FBR (fast breeder reactor) - reactor de reproducere rapidă;
• GCR (gas-cooled reactor) - reactor răcit cu gaz;
• LWGR (reactor de grafit cu apă ușoară) - reactor grafit-apă
• PHWR (reactor cu apă grea sub presiune) - reactor cu apă grea

Cele mai comune din lume sunt reactoarele cu apă sub presiune (aproximativ 62%) și apă clocotită (20%).

Materiale reactoare

Materialele din care sunt construite reactoarele funcționează la temperaturi ridicate într-un câmp de neutroni, cuante γ și fragmente de fisiune. Prin urmare, nu toate materialele utilizate în alte ramuri ale tehnologiei sunt potrivite pentru construcția reactoarelor. La alegerea materialelor pentru reactor, se ia în considerare rezistența la radiații, inerția chimică, secțiunea transversală de absorbție și alte proprietăți.

Instabilitatea de radiație a materialelor are un efect mai mic la temperaturi ridicate. Mobilitatea atomilor devine atât de mare încât probabilitatea de întoarcere a atomilor scoși din rețeaua cristalină la locul lor sau de recombinare a hidrogenului și oxigenului într-o moleculă de apă crește semnificativ. Astfel, radioliza apei este nesemnificativă în reactoarele energetice fără fierbere (de exemplu, VVER), în timp ce în reactoarele de cercetare puternice este eliberată o cantitate semnificativă de amestec exploziv. Reactoarele au sisteme speciale de ardere.

Materialele reactoarelor sunt în contact unele cu altele (carcasa de combustibil cu lichid de răcire și combustibil nuclear, casete de combustibil cu lichid de răcire și moderator etc.). Desigur, materialele de contact trebuie să fie inerte chimic (compatibile). Un exemplu de incompatibilitate este uraniul și apa fierbinte care intră într-o reacție chimică.

Pentru majoritatea materialelor, proprietățile de rezistență se deteriorează brusc odată cu creșterea temperaturii. În reactoarele de putere, materialele structurale funcționează la temperaturi ridicate. Acest lucru limitează alegerea materialelor de construcție, în special pentru acele părți ale reactorului de putere care trebuie să reziste la presiune ridicată.

Epuizarea și reproducerea combustibilului nuclear

În timpul funcționării unui reactor nuclear, datorită acumulării de fragmente de fisiune în combustibil, compoziția sa izotopică și chimică se modifică și se formează elemente transuranice, în principal izotopi. Efectul fragmentelor de fisiune asupra reactivității unui reactor nuclear se numește otrăvire(pentru fragmente radioactive) și zgură(pentru izotopi stabili).

Principalul motiv pentru otrăvirea reactorului este , care are cea mai mare secțiune transversală de absorbție a neutronilor (2,6·10 6 barn). Timpul de înjumătățire de 135 Xe T 1/2 = 9,2 ore; Randamentul în timpul divizării este de 6-7%. Cea mai mare parte a 135 Xe se formează ca urmare a dezintegrarii ( T 1/2 = 6,8 ore). În caz de otrăvire, Keff se modifică cu 1-3%. Secțiunea transversală mare de absorbție a 135 Xe și prezența izotopului intermediar 135 I conduc la două fenomene importante:

1. La o creștere a concentrației de 135 Xe și, în consecință, la o scădere a reactivității reactorului după oprirea acestuia sau reducerea puterii („groapă de iod”), ceea ce face imposibile opririle pe termen scurt și fluctuațiile puterii de ieșire. . Acest efect este depășit prin introducerea unei rezerve de reactivitate în organismele de reglementare. Adâncimea și durata puțului de iod depind de fluxul de neutroni Ф: la Ф = 5·10 18 neutroni/(cm²·sec) durata puțului de iod este de ˜ 30 de ore, iar adâncimea este de 2 ori mai mare decât cea staționară schimbare în Keff cauzată de otrăvirea cu 135 Xe.
2. Din cauza otrăvirii, pot apărea fluctuații spațio-temporale ale fluxului de neutroni F și, în consecință, ale puterii reactorului. Aceste oscilații apar la Ф > 10 18 neutroni/(cm²·sec) și reactoare de dimensiuni mari. Perioade de oscilație ˜ 10 ore.

Fisiunea nucleară produce un număr mare de fragmente stabile, care diferă în secțiuni transversale de absorbție în comparație cu secțiunea transversală de absorbție a izotopului fisionabil. Concentrația de fragmente cu o secțiune transversală mare de absorbție atinge saturația în primele câteva zile de funcționare a reactorului. Acestea sunt în principal bare de combustibil de diferite „vârste”.

În cazul unei schimbări complete a combustibilului, reactorul are un exces de reactivitate care trebuie compensat, în timp ce în al doilea caz compensarea este necesară doar atunci când reactorul este pornit pentru prima dată. Supraîncărcarea continuă face posibilă creșterea adâncimii de ardere, deoarece reactivitatea reactorului este determinată de concentrațiile medii ale izotopilor fisionali.

Masa combustibilului încărcat depășește masa combustibilului descărcat datorită „greutății” energiei eliberate. După ce reactorul este oprit, mai întâi din cauza fisiunii de către neutroni întârziați, iar apoi, după 1-2 minute, din cauza radiațiilor β și γ ale fragmentelor de fisiune și elementelor transuraniu, eliberarea de energie în combustibil continuă. Dacă reactorul a funcționat suficient de mult înainte de oprire, atunci la 2 minute după oprire, eliberarea de energie este de aproximativ 3%, după 1 oră - 1%, după o zi - 0,4%, după un an - 0,05% din puterea inițială.

Raportul dintre numărul de izotopi Pu fisionali formați într-un reactor nuclear și cantitatea de 235 U ars se numește Rata de conversie K K . Valoarea K K crește odată cu scăderea îmbogățirii și arderii. Pentru un reactor cu apă grea care utilizează uraniu natural, cu o ardere de 10 GW zi/t K K = 0,55 și cu arderi mici (în acest caz K K se numește coeficientul inițial de plutoniu) K K = 0,8. Dacă un reactor nuclear arde și produce aceiași izotopi (reactor reproductor), atunci raportul dintre viteza de reproducere și rata de ardere se numește rata de reproducere K V. În reactoarele nucleare care folosesc neutroni termici 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 crește și A cade.

Controlul reactorului nuclear

Controlul unui reactor nuclear este posibil numai datorită faptului că, în timpul fisiunii, unii dintre neutroni zboară din fragmente cu o întârziere, care poate varia de la câteva milisecunde la câteva minute.

Pentru controlul reactorului se folosesc tije de absorbție, introduse în miez, din materiale care absorb puternic neutronii (în principal, și alții) și/sau o soluție de acid boric, adăugată lichidului de răcire într-o anumită concentrație (controlul borului) . Mișcarea tijelor este controlată prin mecanisme speciale, acționări, care funcționează conform semnalelor de la operator sau echipamente pentru controlul automat al fluxului de neutroni.

În cazul diverselor situații de urgență, fiecare reactor este prevăzut cu o terminare de urgență a reacției în lanț, realizată prin aruncarea tuturor tijelor absorbante în miez - un sistem de protecție în caz de urgență.

Căldura reziduală

O problemă importantă direct legată de siguranța nucleară este căldura de descompunere. Aceasta este o caracteristică specifică a combustibilului nuclear, care constă în faptul că, după încetarea reacției de fisiune în lanț și a inerției termice uzuale pentru orice sursă de energie, degajarea de căldură în reactor continuă mult timp, ceea ce creează un număr de probleme tehnic complexe.

Căldura reziduală este o consecință a dezintegrarii β și γ a produselor de fisiune care s-au acumulat în combustibil în timpul funcționării reactorului. Nucleele produselor de fisiune, din cauza degradarii, se transformă într-o stare mai stabilă sau complet stabilă cu eliberarea de energie semnificativă.

Deși rata de eliberare a căldurii de dezintegrare scade rapid la valori mici în comparație cu valorile la starea de echilibru, în reactoarele de putere mare este semnificativă în termeni absoluti. Din acest motiv, generarea de căldură reziduală implică necesitatea unei perioade lungi de timp pentru a asigura îndepărtarea căldurii din miezul reactorului după ce acesta este oprit. Această sarcină necesită ca proiectarea instalației reactorului să aibă sisteme de răcire cu o sursă de energie fiabilă și, de asemenea, necesită depozitarea pe termen lung (3-4 ani) a combustibilului nuclear uzat în instalații de depozitare cu un regim special de temperatură - piscine de răcire, care sunt situate de obicei în imediata apropiere a reactorului.

Vezi si

• Lista reactoarelor nucleare proiectate și construite în Uniunea Sovietică

Literatură

• Levin V. E. Fizică nucleară și reactoare nucleare. a 4-a ed. - M.: Atomizdat, 1979.
• Shukolyukov A. Yu. „Uraniu. Reactorul nuclear natural.” „Chimie și viață” nr. 6, 1980, p. 20-24

Note

1. „ZEEP - Primul reactor nuclear din Canada”, Muzeul de Știință și Tehnologie din Canada.
2. Greshilov A. A., Egupov N. D., Matushchenko A. M. Scut nuclear. - M.: Logos, 2008. - 438 p. -

Primul reactor nuclear a fost construit în decembrie 1942 în SUA sub conducerea lui E. Fermi . În Europa, primul reactor nuclear a fost lansat în decembrie 1946 la Moscova sub conducerea lui I.V. Kurchatova . Până în 1978, în lume funcționau deja aproximativ o mie de reactoare nucleare de diferite tipuri. Componentele oricărui reactor nuclear sunt: miez Cu combustibil nuclear, de obicei înconjurat de un reflector de neutroni, lichid de răcire, sistem de control al reacției în lanț, protecție împotriva radiațiilor, sistem de control de la distanță ( orez. 1). Principala caracteristică a unui reactor nuclear este puterea sa. Putere la 1 Mv corespunde unei reacţii în lanţ în care au loc 3 10 16 acte de fisiune în 1 sec.
Proiectarea reactoarelor nucleare de putere.

Un reactor nuclear este un dispozitiv în care se realizează o reacție controlată în lanț de fisiune a nucleelor ​​elementelor grele, iar energia termică eliberată în timpul acestui proces este îndepărtată de un lichid de răcire. Elementul principal al unui reactor nuclear este miezul. Adăpostește combustibil nuclear și efectuează o reacție în lanț de fisiune. Miezul este o colecție de elemente combustibile care conțin combustibil nuclear plasate într-un anumit mod. Reactoarele cu neutroni termici folosesc un moderator. Lichidul de răcire este pompat prin miez pentru a răci elementele de combustibil. În unele tipuri de reactoare, rolul de moderator și de lichid de răcire este îndeplinit de aceeași substanță, de exemplu apa obișnuită sau grea.

Diagrama omogenă a reactorului: 1-corp reactor, 2 nuclee, compensator cu 3 volume, 4-schimbătoare de căldură, 5-ieșiri de abur, 6-admisii de alimentare cu apă, 7-pompă de circulație

Pentru a controla funcționarea reactorului, în miez sunt introduse tije de control din materiale cu o secțiune transversală mare de absorbție a neutronilor. Miezul reactoarelor de putere este înconjurat de un reflector de neutroni - un strat de material moderator pentru a reduce scurgerea de neutroni din miez. În plus, datorită reflectorului, densitatea neutronilor și eliberarea de energie sunt egalizate pe tot volumul miezului, ceea ce face posibilă obținerea unei puteri mai mari pentru o anumită dimensiune a zonei, obținerea unei arderi mai uniforme a combustibilului, creșterea timpului de funcționare al reactorului. fără a supraîncărca combustibilul și simplifica sistemul de îndepărtare a căldurii. Reflectorul este încălzit de energia încetinirii și a neutronilor absorbiți și a cuantelor gamma, astfel încât este asigurată răcirea acestuia. Miezul, reflectorul și alte elemente sunt găzduite într-o carcasă sau carcasă etanșă, de obicei înconjurate de ecranare biologică.

În miezul unui reactor nuclear există combustibil nuclear, are loc o reacție în lanț de fisiune nucleară și se eliberează energie. Stare Reactorul nuclear este caracterizat printr-un coeficient efectiv Kef multiplicarea neutronilor sau reactivitatea r:

R = (K ¥ - 1)/K eff. (1)

Dacă K ef > 1, atunci reacția în lanț crește în timp, reactorul nuclear este în stare supercritică și reactivitatea sa r > 0; Dacă K eff< 1 , apoi reacția se stinge, reactorul este subcritic, r< 0; при LA ¥ = 1, r = 0, reactorul este în stare critică, un proces staționar este în desfășurare și numărul de fisiuni este constant în timp. Pentru a iniția o reacție în lanț la pornirea unui reactor nuclear, o sursă de neutroni (un amestec de Ra și Be, 252 Cf etc.) este de obicei introdusă în miez, deși acest lucru nu este necesar, deoarece fisiunea spontană a nucleelor ​​de uraniu și raze cosmice furnizează un număr suficient de neutroni inițiali pentru dezvoltarea unei reacții în lanț la K ef > 1.

Majoritatea reactoarelor nucleare folosesc ca substanță fisionabilă 235 U. Dacă miezul, pe lângă combustibilul nuclear (uraniu natural sau îmbogățit), conține un moderator de neutroni (grafit, apă și alte substanțe care conțin nuclee ușoare, vezi Moderare neutronică), atunci cea mai mare parte a diviziunilor are loc sub influență neutroni termici (reactor termic). Un reactor nuclear cu neutroni termici poate folosi uraniu natural care nu este îmbogățit cu 235 U (acesta a fost primul reactor nuclear). Dacă nu există un moderator în miez, atunci cea mai mare parte a fisiunilor este cauzată de neutroni rapizi cu energie x n > 10 kev (reactor rapid). Sunt posibile și reactoare cu neutroni intermediari cu energii de 1-1000 ev.

Condiția de criticitate pentru un reactor nuclear are forma:

Keff = K ¥ × P = 1 , (1)

Unde 1 - P este probabilitatea ca neutronii să scape (scurgere) din miezul reactorului nuclear, LA ¥ - factorul de multiplicare a neutronilor într-un miez infinit de mare, determinat pentru un reactor nuclear termic prin așa-numita „formulă a patru factori”:

LA¥ = neju. (2)

Aici n este numărul mediu de neutroni secundari (rapidi) rezultate din fisiunea unui nucleu de 235 U de către neutroni termici, e este factorul de multiplicare cu neutroni rapizi (o creștere a numărului de neutroni datorită fisiunii nucleelor, în principal 238). nuclee U, prin neutroni rapizi); j este probabilitatea ca un neutron să nu fie captat de nucleul de 238 U în timpul procesului de încetinire, u este probabilitatea ca un neutron termic să provoace fisiunea. Se folosește adesea valoarea h = n/(l + a), unde a este raportul dintre secțiunea transversală de captare a radiației s p și secțiunea transversală de fisiune s d.

Condiția (1) determină dimensiunile Reactorului Nuclear De exemplu, pentru un Reactor Nuclear din uraniu natural și grafit n = 2.4. e » 1,03, eju » 0,44, de unde LA¥ =1,08. Aceasta înseamnă că pentru LA ¥ > 1 necesar P<0,93, что соответствует (как показывает теория Ядерный реактор) размерам активной зоны Ядерный реактор ~ 5-10 m. Volumul unui reactor nuclear modern de energie ajunge la sute m 3și este determinată în principal de capacitățile de îndepărtare a căldurii, și nu de condițiile de criticitate. Volumul zonei active a unui reactor nuclear în stare critică se numește volumul critic al reactorului nuclear, iar masa materialului fisionabil se numește masă critică. Un reactor nuclear cu combustibil sub formă de soluții de săruri de izotopi fisionali puri în apă și cu un reflector de neutroni de apă are cea mai mică masă critică. Pentru 235 U această masă este 0,8 kg, Pentru 239 Pu - 0,5 kg . 251 Cf are cea mai mică masă critică (teoretic 10 g). Parametri critici ai reactorului nuclear cu grafit cu uraniu natural: masa uraniului 45 T, volum grafit 450 m 3 . Pentru a reduce scurgerea de neutroni, miezului i se dă o formă sferică sau aproape sferică, de exemplu, un cilindru cu o înălțime de ordinul diametrului sau un cub (cel mai mic raport suprafață-volum).

Valoarea lui n este cunoscută pentru neutronii termici cu o precizie de 0,3% (Tabelul 1). Pe măsură ce energia x n a neutronului care a provocat fisiunea crește, n crește conform legii: n = n t + 0,15x n (x n în Mev), unde n t corespunde fisiunii de către neutroni termici.

Masa 1. - Valorile n și h) pentru neutroni termici (conform datelor pentru 1977)

Valoarea (e-1) este de obicei doar de câteva%; cu toate acestea, rolul înmulțirii rapide a neutronilor este semnificativ, deoarece pentru reactoarele nucleare mari ( LA ¥ - 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).

Valoarea maximă posibilă a lui J este atinsă într-un reactor nuclear, care conține doar nuclee fisionabile. Reactoarele nucleare energetice folosesc uraniu slab îmbogățit (concentrație de 235 U ~ 3-5%), iar nucleele de 238 U absorb o parte notabilă de neutroni. Astfel, pentru un amestec natural de izotopi de uraniu, valoarea maximă a lui nJ = 1.32. Absorbția neutronilor în moderator și în materialele structurale nu depășește de obicei 5-20% din absorbția tuturor izotopilor combustibilului nuclear. Dintre moderatori, apa grea are cea mai scăzută absorbție de neutroni și de materiale structurale - Al și Zr.

Probabilitatea captării rezonante a neutronilor de către 238 nuclee U în timpul procesului de moderare (1-j) este semnificativ redusă într-un reactor nuclear eterogen.Scăderea (1 - j) se datorează faptului că numărul de neutroni cu energie apropiată de rezonanța scade brusc în interiorul blocului de combustibil și în absorbția rezonantă Numai stratul exterior al blocului este implicat. Structura eterogenă a reactorului nuclear face posibilă realizarea unui proces în lanț folosind uraniu natural. Reduce valoarea lui O, dar această pierdere de reactivitate este semnificativ mai mică decât câștigul datorită unei scăderi a absorbției rezonante.

Pentru a calcula proprietățile termice ale unui reactor nuclear, este necesar să se determine spectrul neutronilor termici. Dacă absorbția neutronilor este foarte slabă și neutronul reușește să se ciocnească de nucleele moderatoare de multe ori înainte de absorbție, atunci se stabilește echilibrul termodinamic (termalizarea neutronilor) între mediul de moderare și gazul neutron și este descris spectrul neutronilor termici. Distribuția Maxwell . În realitate, absorbția neutronilor în miezul unui reactor nuclear este destul de mare. Acest lucru duce la o abatere de la distribuția Maxwell - energia medie a neutronilor este mai mare decât energia medie a moleculelor mediului. Procesul de termalizare este influențat de mișcările nucleelor, legăturile chimice ale atomilor etc.

Epuizarea și reproducerea combustibilului nuclear. În timpul funcționării unui reactor nuclear, are loc o modificare a compoziției combustibilului datorită acumulării de fragmente de fisiune în acesta (vezi. Fisiune nucleara) și cu educația elemente transuranice, în principal izotopi Pu. Influența fragmentelor de fisiune asupra reactivității Un reactor nuclear se numește otrăvire (pentru fragmentele radioactive) și zgură (pentru cele stabile). Otrăvirea este cauzată în principal de 135 Xe care are cea mai mare secțiune transversală de absorbție a neutronilor (2,6 10 6 hambar). Timpul său de înjumătățire T 1/2 = 9,2 ore, randamentul de fisiune este de 6-7%. Partea principală a lui 135 Xe se formează ca urmare a dezintegrarii lui 135 ]( Centru comercial = 6,8 h). Când este otrăvit, Cef se modifică cu 1-3%. Secțiunea transversală mare de absorbție a 135 Xe și prezența izotopului intermediar 135 I conduc la două fenomene importante: 1) la o creștere a concentrației de 135 Xe și, în consecință, la o scădere a reactivității unui reactor nuclear după acesta. este oprită sau puterea este redusă („groapă de iod”). Acest lucru forțează o rezervă suplimentară de reactivitate în organele de reglementare sau face imposibile opriri pe termen scurt și fluctuații de putere. Adâncimea și durata puțului de iod depind de fluxul de neutroni Ф: la Ф = 5·10 13 neutroni/cm 2 × sec Durata puțului de iod ~ 30 h, iar adâncimea este de 2 ori mai mare decât schimbarea staționară K eff, cauzată de otrăvirea cu 135 Xe. 2) Din cauza otrăvirii pot apărea oscilații spațiotemporale ale fluxului de neutroni F și, prin urmare, puterea Reactorul nuclear Aceste oscilații apar la F> 10 13 neutroni/cm 2 × sec și dimensiuni mari Reactorul nuclear Perioade de oscilație ~ 10 h.

Numărul de fragmente stabile diferite rezultate din fisiunea nucleară este mare. Există fragmente cu secțiuni transversale de absorbție mari și mici în comparație cu secțiunea transversală de absorbție a izotopului fisionabil. Concentrația celor dintâi ajunge la saturație în primele zile de funcționare a reactorului nuclear (în principal 149 Sm, schimbând Keff cu 1%). Concentrația acestora din urmă și reactivitatea negativă pe care o introduc cresc liniar cu timpul.

Formarea elementelor transuraniu într-un reactor nuclear are loc conform următoarelor scheme:

Aici 3 înseamnă captarea neutronilor, numărul de sub săgeată este timpul de înjumătățire.

Acumularea de 239 Pu (combustibil nuclear) la începutul funcționării unui reactor nuclear are loc liniar în timp, iar cu cât mai rapidă (cu o ardere fixă ​​de 235 U) cu atât este mai mică îmbogățirea cu uraniu. Atunci concentrația de 239 Pu tinde spre o valoare constantă, care nu depinde de gradul de îmbogățire, ci este determinată de raportul dintre secțiunile transversale de captare a neutronilor de 238 U și 239 Pu . Timp caracteristic pentru stabilirea concentrației de echilibru 239 Pu ~ 3/ F ani (F în unități 10 13 neutroni/ cm 2×sec). Izotopii 240 Pu și 241 Pu ating concentrații de echilibru numai atunci când combustibilul este ard din nou într-un reactor nuclear după regenerarea combustibilului nuclear.

Epuizarea combustibilului nuclear este caracterizată prin energia totală eliberată în reactorul nuclear la 1 T combustibil. Pentru un reactor nuclear care funcționează cu uraniu natural, arderea maximă este de ~10 GW × zi/t(reactor nuclear cu apă grea). B Reactorul nuclear cu uraniu slab îmbogățit (2-3% 235 U) se atinge burnout ~ 20-30 GW-zi/t.În reactorul nuclear cu neutroni rapidi - până la 100 GW-zi/t. Burnout 1 GW-zi/t corespunde arderii a 0,1% combustibil nuclear.

Când combustibilul nuclear se arde, reactivitatea unui reactor nuclear scade (într-un reactor nuclear care utilizează uraniu natural, la arderi scăzute, are loc o ușoară creștere a reactivității). Înlocuirea combustibilului ars poate fi efectuată imediat din întregul miez sau treptat de-a lungul tijelor de combustibil, astfel încât miezul să conțină tije de combustibil de toate vârstele - un mod de suprasarcină continuă (sunt posibile opțiuni intermediare). În primul caz, un reactor nuclear cu combustibil proaspăt are un exces de reactivitate care trebuie compensat. În al doilea caz, o astfel de compensare este necesară numai în timpul pornirii inițiale, înainte de a intra în modul de suprasarcină continuă. Reîncărcarea continuă face posibilă creșterea adâncimii de ardere, deoarece reactivitatea unui reactor nuclear este determinată de concentrațiile medii de nuclizi fisionali (se descarcă elementele de combustibil cu o concentrație minimă de nuclizi fisionali).Tabelul 2 prezintă compoziția nucleară recuperată. combustibil (in kg) V reactor cu apă sub presiune putere 3 Gvt.Întregul miez este descărcat simultan după funcționarea reactorului nuclear timp de 3 aniși „extrase” 3 ani(Ф = 3×10 13 neutroni/cm 2 ×sec). Compozitie initiala: 238 U - 77350, 235 U - 2630, 234 U - 20.

Masa 2. - Compoziția combustibilului descărcat, kg

I. Proiectarea unui reactor nuclear

Un reactor nuclear este format din următoarele cinci elemente principale:

1) combustibil nuclear;

2) moderator de neutroni;

3) sisteme de reglementare;

4) sisteme de racire;

5) ecran de protecție.

1. Combustibil nuclear.

Combustibilul nuclear este o sursă de energie. În prezent, sunt cunoscute trei tipuri de materiale fisionabile:

a) uraniu 235, care reprezintă 0,7%, sau 1/140 din uraniu natural;

6) plutoniul 239, care se formează în unele reactoare pe bază de uraniu 238, care alcătuiește aproape întreaga masă de uraniu natural (99,3%, sau 139/140 părți).

Captând neutroni, nucleele de uraniu 238 se transformă în nuclee de neptuniu - al 93-lea element al sistemului periodic Mendeleev; acestea din urmă, la rândul lor, se transformă în nuclee de plutoniu - al 94-lea element al tabelului periodic. Plutoniul este ușor de extras din uraniul iradiat prin mijloace chimice și poate fi folosit ca combustibil nuclear;

c) uraniul 233, care este un izotop artificial al uraniului obținut din toriu.

Spre deosebire de uraniul 235, care se găsește în uraniul natural, plutoniul 239 și uraniul 233 sunt obținute numai artificial. De aceea se numesc combustibil nuclear secundar; Sursa unui astfel de combustibil este uraniul 238 și toriu 232.

Astfel, dintre toate tipurile de combustibil nuclear enumerate mai sus, uraniul este principalul. Aceasta explică amploarea enormă pe care o au căutările și explorarea zăcămintelor de uraniu în toate țările.

Energia eliberată într-un reactor nuclear este uneori comparată cu cea eliberată în timpul unei reacții de ardere chimică. Cu toate acestea, există o diferență fundamentală între ele.

Cantitatea de căldură obținută în timpul fisiunii uraniului este nemăsurat mai mare decât cantitatea de căldură obținută în timpul arderii, de exemplu, a cărbunelui: 1 kg de uraniu 235, egal ca volum cu un pachet de țigări, ar putea furniza teoretic atâta energie cât 2600 de tone de cărbune.

Cu toate acestea, aceste oportunități energetice nu sunt exploatate pe deplin, deoarece nu tot uraniul 235 poate fi separat de uraniul natural. Ca urmare, 1 kg de uraniu, în funcție de gradul de îmbogățire cu uraniu 235, este în prezent echivalent cu aproximativ 10 tone de cărbune. Dar trebuie luat în considerare faptul că utilizarea combustibilului nuclear facilitează transportul și, prin urmare, reduce semnificativ costul combustibilului. Experții britanici au calculat că prin îmbogățirea uraniului vor putea crește de 10 ori căldura produsă în reactoare, ceea ce ar echivala 1 tonă de uraniu cu 100 de mii de tone de cărbune.

A doua diferență între procesul de fisiune nucleară, care are loc odată cu eliberarea de căldură, și arderea chimică este că reacția de ardere necesită oxigen, în timp ce pentru a iniția o reacție în lanț sunt necesari doar câțiva neutroni și o anumită masă de combustibil nuclear, egală. la masa critică, pe care o definim deja dată în secțiunea despre bomba atomică.

Și, în sfârșit, procesul invizibil al fisiunii nucleare este însoțit de emisia de radiații extrem de nocive, față de care trebuie asigurată protecție.

2. Moderator de neutroni.

Pentru a evita răspândirea produselor de fisiune în reactor, combustibilul nuclear trebuie plasat în carcase speciale. Pentru a face astfel de carcase, puteți utiliza aluminiu (temperatura lichidului de răcire nu trebuie să depășească 200 °), sau chiar mai bine, beriliu sau zirconiu - metale noi, a căror producție în forma lor pură este plină de mari dificultăți.

Neutronii produși în timpul fisiunii nucleare (în medie 2-3 neutroni în timpul fisiunii unui nucleu al unui element greu) au o anumită energie. Pentru ca probabilitatea ca neutronii să împartă alte nuclee să fie cea mai mare, fără de care reacția nu va fi auto-susținută, este necesar ca acești neutroni să-și piardă o parte din viteza lor. Acest lucru se realizează prin plasarea unui moderator în reactor, în care neutronii rapizi sunt transformați în alții lenți ca urmare a numeroaselor ciocniri succesive. Deoarece substanța folosită ca moderator trebuie să aibă nuclee cu o masă aproximativ egală cu masa neutronilor, adică nucleele elementelor ușoare, apa grea a fost folosită ca moderator încă de la început (D 2 0, unde D este deuteriu). , care a înlocuit hidrogenul ușor în apa obișnuită N 2 0). Cu toate acestea, acum încearcă să folosească din ce în ce mai mult grafitul - este mai ieftin și dă aproape același efect.

O tonă de apă grea cumpărată în Suedia costă 70–80 de milioane de franci. La Conferința de la Geneva privind utilizarea pașnică a energiei atomice, americanii au anunțat că în curând vor putea vinde apă grea la un preț de 22 de milioane de franci pe tonă.

O tonă de grafit costă 400 de mii de franci, iar o tonă de oxid de beriliu costă 20 de milioane de franci.

Substanța folosită ca moderator trebuie să fie pură pentru a evita pierderea de neutroni pe măsură ce aceștia trec prin moderator. La sfârșitul cursei, neutronii au o viteză medie de aproximativ 2200 m/sec, în timp ce viteza lor inițială era de aproximativ 20 mii km/sec. În reactoare, degajarea de căldură are loc treptat și poate fi controlată, spre deosebire de o bombă atomică, unde se produce instantaneu și capătă caracterul unei explozii.

Unele tipuri de reactoare rapide nu necesită un moderator.

3. Sistem de reglementare.

O persoană ar trebui să fie capabilă să provoace, să regleze și să oprească o reacție nucleară după bunul plac. Acest lucru se realizează folosind tije de control din oțel cu bor sau cadmiu - materiale care au capacitatea de a absorbi neutroni. În funcție de adâncimea la care tijele de control sunt coborâte în reactor, numărul de neutroni din miez crește sau scade, ceea ce face în cele din urmă posibilă reglarea procesului. Tijele de control sunt controlate automat folosind servomecanisme; Unele dintre aceste tije pot cădea instantaneu în miez în caz de pericol.

La început au existat îngrijorări că o explozie a unui reactor ar provoca aceleași daune ca o bombă atomică. Pentru a demonstra că o explozie a unui reactor are loc numai în condiții diferite de cele normale și nu prezintă un pericol grav pentru populația care locuiește în vecinătatea centralei nucleare, americanii au aruncat în aer în mod deliberat un așa-zis reactor „fierbe”. Într-adevăr, a avut loc o explozie pe care o putem caracteriza drept „clasică”, adică non-nucleară; aceasta dovedește încă o dată că reactoarele nucleare pot fi construite în apropierea zonelor populate fără niciun pericol deosebit pentru acestea din urmă.

4. Sistem de răcire.

În timpul fisiunii nucleare, este eliberată o anumită energie, care este transferată produselor de descompunere și neutronilor rezultați. Această energie, ca urmare a numeroaselor ciocniri de neutroni, este transformată în energie termică, prin urmare, pentru a preveni defectarea rapidă a reactorului, căldura trebuie îndepărtată. În reactoarele destinate producerii de izotopi radioactivi, această căldură nu este utilizată, dar în reactoarele destinate producerii de energie, ea devine, dimpotrivă, produsul principal. Răcirea poate fi efectuată cu gaz sau apă, care circulă în reactor sub presiune prin tuburi speciale și apoi este răcită într-un schimbător de căldură. Căldura degajată poate fi folosită pentru a încălzi aburul care rotește o turbină conectată la generator; un astfel de dispozitiv ar fi o centrală nucleară.

5. Ecran de protectie.

Pentru a evita efectele nocive ale neutronilor care pot zbura în afara reactorului și pentru a vă proteja de radiațiile gamma emise în timpul reacției, este necesară o protecție fiabilă. Oamenii de știință au calculat că un reactor cu o putere de 100 de mii de kW emite o asemenea cantitate de radiație radioactivă încât o persoană aflată la o distanță de 100 m de acesta ar primi-o în 2 minute. doză letală. Pentru a asigura protecția personalului care deservește reactorul, pereții de doi metri sunt construiți din beton special cu plăci de plumb.

Primul reactor a fost construit în decembrie 1942 de italianul Fermi. Până la sfârșitul anului 1955, în lume existau aproximativ 50 de reactoare nucleare (SUA - 2 1, Anglia - 4, Canada - 2, Franța - 2). Trebuie adăugat că până la începutul anului 1956, încă aproximativ 50 de reactoare au fost proiectate în scopuri de cercetare și industriale (SUA - 23, Franța - 4, Anglia - 3, Canada - 1).

Tipurile acestor reactoare sunt foarte diverse, variind de la reactoare cu neutroni lenți cu moderatori de grafit și uraniu natural drept combustibil până la reactoare cu neutroni rapidi care utilizează uraniu îmbogățit cu plutoniu sau uraniu 233, produs artificial din toriu, drept combustibil.

Pe lângă aceste două tipuri opuse, există o serie întreagă de reactoare care diferă între ele fie prin compoziția combustibilului nuclear, fie prin tipul de moderator, fie prin lichidul de răcire.

Este foarte important de menționat că, deși latura teoretică a problemei este acum bine studiată de specialiști din toate țările, în domeniul practic diferite țări nu au ajuns încă la același nivel. SUA și Rusia sunt înaintea altor țări. Se poate susține că viitorul energiei nucleare va depinde în principal de progresul tehnologiei.