Радиоактивность

 

В активной зоне реактора на быстрых нейтронах размещаются  твэлы с высокообогащенные топливом. Активная зона окружается зоной воспроизводства, состоящей из твэлов, содержащих топливное  сырье (обедненный уран, торий). Вылетающие из активной зоны нейтроны захватываются  в зоне воспроизводства ядрами топливного сырья, в результате образуется новое  ядерное топливо. Особым достоинством быстрых реакторов является возможность  организации в них расширенного воспроизводство ядерного топлива, т.е. одновременно с выработкой энергии  производить вместо выгоревшего  ядерного топлива новое. Для быстрых  реакторов не требуется замедлитель, а теплоноситель не должен замедлять  нейтроны.

Для обеспечения высокой  концентрации ядерного топлива необходимо достижение максимального тепловыделения на единицу объема активной зоны. Это  можно осуществить только с помощью  жидкометаллических теплоносителей, например, натрия, калия или энергоемких  газовых теплоносителей, обладающих наилучшими теплотехническими и  тепло физическими характеристиками, таких как гелий и диссоциирующие газы. В качестве теплоносителя можно  использовать и пары воды. Паразитный захват быстрых нейтронов ядрами конструкционных материалов и продуктов  деления крайне незначительный, поэтому  для быстрых реакторов существует широкий выбор конструкционных  материалов и продуктов деления  крайне незначительный, поэтому для  быстрых реакторов существует широкий  выбор конструкционных материалов, позволяющих повысить надежность активной зоны. Следовательно, в них можно  достичь высокой степени выгорания  делящихся веществ.

 

В зависимости от способа  размещения топлива в активной зоне реакторы делятся на гомогенные и  гетерогенные.

 

В гомогенном реакторе ядерное  топливо, теплоноситель и замедлитель (если они есть) тщательно перемешаны и находятся в одном физическом состоянии, т.е. активная зона полностью  гомогенного реактора представляет жидкую, твердую или газообразную однородную смесь ядерного топлива, теплоносителя или замедлителя. Гомогенные реакторы могут быть как  на тепловых, так и на быстрых  нейтронах. В таком реакторе вся  активная зона находится внутри стального  сферического корпуса и представляет жидкую однородную смесь горючего и  замедлителя в виде раствора или  жидкого сплава (например, раствор  уранил сульфата в воде, раствор  урана в жидком висмуте), который  одновременно выполняет и функцию  теплоносителя.

 

Ядерная реакция деления  происходит в топливном растворе, находящемся внутри сферического корпуса  реактора, в результате температура  раствора  повышается. Горючий раствор  из реактора поступает в теплообменник, где отдает теплоту воде второго  контура, охлаждается и циркулярным  насосом направляется опять в  реактор. Для того чтобы ядерная  реакция не произошла вне реактора, объемы трубопроводов контура, теплообменника и насоса подобраны так, чтобы  объем горючего, находящегося на каждом участке контура, были намного ниже критического. Гомогенные реакторы имеют  ряд преимуществ по сравнению  с гетерогенными. Это несложная  конструкция активной зоны и минимальные  ее размеры, возможность в процессе работы без остановки реактора непрерывно удалять продукты деления и добавлять  свежее ядерное топливо, простота приготовления  горючего, а также то, что управлять  реактором можно, изменяя концентрацию ядерного топлива.

 

Однако, гомогенные реакторы имеют и серьезные недостатки. Гомогенная смесь, циркулирующая по контуру, испускает сильное радиоактивное  излучение, что требует дополнительной защиты и усложняет управление реактором. Только часть топлива находится  в реакторе и служит для выработки  энергии, а другая часть - во внешних  трубопроводах, теплообменниках и  насосах. Циркулирующая смесь вызывает сильную коррозию и эрозию систем и устройств реактора и контура. Образование в гомогенном реакторе в результате радиолиза воды взрывоопасной  гремучей смеси требует устройств  для ее сжигания. Все это привело  к тому, что гомогенные реакторы не получили широкого распространения.

 

В гетерогенном реакторе топливо  в виде блоков размещено в замедлителе, т.е. топливо и замедлитель пространственно  разделены.

 

 

 

В настоящее время для  энергетических целей проектируют  только гетерогенные реакторы. Ядерное  топливо в таком реакторе может  использоваться в газообразном, жидком и твердом состояниях. Однако, сейчас гетерогенные реакторы работают только на твердом топливе.

 

В зависимости от замедляющего вещества гетерогенные реакторы делятся  на графитовые, легко водяные, тяжеловодные и органические. По виду теплоносителя  гетерогенные реакторы бывают легко  водяные, тяжеловодные, газовые и  жидкометаллические. Жидкие теплоносители  внутри реактора могут быть в однофазном и двухфазном состояниях. В первом случае теплоноситель внутри реактора не кипит, а во втором - кипит. 

 

Реакторы, в активной зоне которых температура жидкого  теплоносителя ниже температуры  кипения, называются реакторами с водой  под давлением, а реакторы, внутри которых происходит кипение теплоносителя, - кипящими.

 

В зависимости от используемого  замедлителя и теплоносителя  гетерогенные реакторы выполняются  по разным схемам. В России основные типы ядерных энергетических реакторов - водо-водяные и водографитовые.

 

По конструктивному исполнению реакторы подразделяются на корпусные  и канальные. В корпусных реакторах  давление теплоносителя несет корпус. Внутри корпуса реактора течет общий  поток теплоносителя. В канальных  реакторах теплоноситель подводится  к каждому каналу с топливной  сборкой раздельно. Корпус реактора не нагружен давлением теплоносителя, это давление несет каждый отдельный  канал.

 

В зависимости от назначения ядерные реакторы бывают энергетические, конверторы и раз множители, исследовательские  и многоцелевые, транспортные и промышленные.

 

Ядерные энергетические реакторы используются для выработки электроэнергии на атомных электростанциях, в судовых  энергетических установках, на атомных  теплоэлектроцентралях (АТЭЦ), а также  на атомных станциях теплоснабжения (АСТ).

 

Реакторы, предназначенные  для производства вторичного ядерного топлива из природного урана и  тория, называются конверторами или  раз множителями. В реакторе - конверторе вторичного ядерного топлива образуется меньше первоначально израсходованного.

 

В реакторе - раз множителе  осуществляется расширенное воспроизводство  ядерного топлива, т.е. его получается больше, чем было затрачено.

 

Исследовательские реакторы служат для исследований процессов  взаимодействия нейтронов с веществом, изучения поведения реакторных материалов в интенсивных полях нейтронного  и гамма-излучений, радиохимических  и биологических исследований, производства изотопов, экспериментального исследования физики ядерных реакторов.

 

Реакторы имеют различную  мощность, стационарный или импульсный режим работы. Наибольшее распространение  получили водо-водяные исследовательские  реакторы на обогащенном уране. Тепловая мощность исследовательских реакторов  колеблется в широком диапазоне  и достигает нескольких тысяч  киловатт.

 

Многоцелевыми называются реакторы, служащие для нескольких целей, например, для выработки энергии и получения  ядерного топлива.

Ядерный реактор в подкритическом режиме как усилитель энергии.

Представим себе, что мы собрали атомный реактор, имеющий  эффективный коэффициент размножения  нейтронов kэф немного меньше единицы. Облучим это устройство постоянным внешним потоком нейтронов N0. Тогда  каждый нейтрон (за вычетом вылетевших наружу и поглощённых, что учтено в kэф) вызовет деление, которое даст дополнительный поток N0k2эф. Каждый нейтрон  из этого числа снова произведёт в среднем kэф нейтронов, что даст дополнительный поток N0kэф и т.д. Таким  образом, суммарный поток нейтронов, дающих процессы деления, оказывается  равным

 

                                N = N0 ( 1 + kэф + k2эф + k3эф  + ...) = N0kn эф .

 

Если kэф > 1, ряд в этой формуле расходится, что и является отражением критического поведения  процесса в этом случае. Если же kэф < 1, ряд благополучно сходится и  по формуле суммы геометрической прогрессии имеем 

 

                                                          

 

Выделение энергии в единицу  времени ( мощность ) тогда определяется выделением энергии в процессе деления,

 

                                                  

 

где к <1 - коэффициент, равный отношению числа нейтронов, вызвавших  деление, к полному их числу. Этот коэффициент зависит от конструкции  установки, используемых материалов и  т.д. Он надёжно вычисляется. В примерах  k=0,6. Осталось выяснить, как можно  получить первоначальный поток нейтронов N0. Для этого можно использовать ускоритель, дающий достаточно интенсивный  поток протонов или других частиц, которые, реагируя с некоторой мишенью, порождают большое кол-во нейтронов. Действительно, например, при столкновении с массивной свинцовой мишенью  каждый протон, ускоренный до энергии 1ГэВ ( 109 эВ ), производит в результате развития ядерного каскада в среднем n = 22 нейтрона. Энергии их составляют несколько мега электрон -вольт, что  как раз соответствует работе реактора на быстрых

 

нейтронах. Удобно представить  поток нейтронов через ток  ускорителя

 

                                                            

 

где е- заряд протонов, равный элементарному электрическому заряду. Когда мы выражаем энергию в электрон-вольт, это значит, что мы берём представление  Е = еV, где V- соответствующий этой энергии  потенциал, содержащий столько вольт, сколько электрон-вольт содержит энергия. Это значит, что с учётом предыдущей формулы можно переписать формулу выделения энергии  в  виде 

 

Наконец удобно представить  мощность установки в виде

 

                        

 

где V- потенциал, соответствующий  энергии ускорителя, так что VI по известной формуле есть мощность пучка ускорителя: P0 = VI, а R0 в предыдущей формуле есть коэффициент для kэф = 0,98,что обеспечивает надёжный запас подкритичности. Все остальные величины известны, и для энергии протонного ускорителя 1 ГэВ имеем . Мы получили коэффициент усиления 120, что, разумеется, очень хорошо. Однако коэффициент предыдущей формулы соответствует идеальному случаю, когда полностью отсутствуют потери энергии и в ускорителе, и при производстве электроэнергии. Для получения реального коэффициента нужно умножить предыдущую формулу на эффективность ускорителя rу и КПД тепловой электростанции rэ. Тогда R=ryrэR0. Эффективность ускорения может быть достаточно высокой, например в реальном проекте сильноточного циклотрона на энергию 1ГэВ   ry = 0,43. Эффективность производства электроэнергии может составлять 0,42. Окончательно реальный коэффициент усиления R = ry rэ R0 = 21,8, что по-прежнему вполне хорошо, потому что всего 4,6% производимой установкой энергии нужно возвращать для поддержания работы ускорителя. При этом реактор работает только при включенном ускорителе и никакой опасности неконтролируемой цепной реакции не существует.