Ядерных реакторов

Энергетический ядерный реактор – это устройство, в котором осуществляется управляемая цепная реакция деления ядер тяжелых элементов под действием нейтронов, а выделяющаяся при этом тепловая энергия отводится теплоносителем.

В практике реакторостроения нейтроны по энергии принято делить на следующие группы:

1) медленные (тепловые) с энергией 0,005–0,2 эВ;

2) промежуточные с энергией 0,2–100 эВ;

3) быстрые нейтроны с энергией 0,1–10 МэВ.

Для получения стационарной цепной ядерной реакции, очевидно, необходимо создать такие условия, чтобы каждое ядро, поглотившее нейтрон, при делении выделя­ло в среднем один нейтрон, идущий на деление второго тяжелого ядра.

Цепная ядерная реакция в реакторе может осуществляться только при опреде­ленном количестве делящихся ядер, которые могут делиться при любой энергии нейтронов. Из делящихся материалов важнейшим является изотоп U²³⁵, доля которого в естественном уране составляет всего 0,7 %. В ядерных реакторах на тепловых нейтронах обогащение по

U ²³⁵ составляет 2,0–4,4%, при этом соответствующие предприятия выдают наряду с обогащенным ураном также и отвальный уран, содержащий U²³⁵ в существенно меньшем количестве, чем природный. Глубокое (более полное) использование уранового топлива, включая отвальный уран, может быть достигнуто в реакторах на быстрых нейтронах.

Хотя U²³⁸ и делится быстрыми нейтронами, однако самоподдерживающаяся цепная реакция на быстрых нейтронах в естественном уране невозможна из–за высокой вероятности неупругого взаимодействия ядер U²³⁸ с быст­рыми нейтронами. При этом энергия нейтронов становится ниже пороговой энергии деления ядер U²³⁸.

Для характеристики цепной реакции деления ядер используется величина, называе­мая коэффициентом размножения К. Это отношение числа нейтронов определенного поколения к числу нейтронов предыдущего поколения. Для стационарной цепной реак­ции деления К = 1. Размножающаяся система (реактор), в которой К = 1, называется критической. В критическом реакторе присутствуют нейтроны всех энергий. Они образуют так называемый энергетический спектр нейтронов, кото­рый характеризует число нейтронов различных энергий в единице объема в любой точ­ке реактора. Средняя энергия спектра нейтронов определяется долей замедлителя, де­лящихся ядер (ядра горючего) и других материалов, которые входят в состав активной зоны реактора.

Если большая часть делений происходит при поглощении тепловых нейтронов, то такой реактор называется реактором на тепловых нейтронах. Энергия нейтронов в такой системе не превышает 0,2 эВ. Если большая часть делений в реакто­ре происходит при поглощении быстрых нейтронов, такой реактор называется реакто­ром на быстрых нейтронах. Энергия нейтронов в такой системе больше 0,1 МэВ. Реакторы, в которых большинство делений происходит в результате поглощения ядрами делящихся изотопов промежуточных ней­тронов, называются реакторами на промежуточных (резонансных) нейтронах.

Главным элементом ядерного реак­тора является активная зона. В ней размещается ядерное топливо и осуществляется цепная реакция деления. Активная зона представляет собой совокупность определен­ным образом размещенных ТВЭЛов, содержащих ядерное топли­во. В активной зоне реактора на тепловых нейтронах наряду с ядерным топливом находится значительная масса замедлителя–вещества. Через активную зо­ну прокачивается теплоноситель, охлаждающий тепловыделяющие элементы. В неко­торых типах реакторов роль замедлителя и теплоносителя выполняет одно и то же ве­щество, например обычная или тяжелая вода.

Активная зона реактора практически всегда, за исключением специальных реак­торов, окружена отражателем, возвращающим часть нейронов в активную зону за счет многократного рассеяния. При наличии отражателя увели­чивается количество нейтронов в активной зоне реактора, участвующих в процессе де­ления, и, следовательно, уменьшаются крити­ческие размеры реактора. Кроме того, отра­жатель обеспечивает некоторое выравнивание плотности потока нейтронов по объему ак­тивной зоны и, следовательно, более равно­мерное выгорание горючего в процессе экс­плуатации. Последнее обстоятельство являет­ся важным для реакторов атомных электро­станций, так как позволяет увеличить время между перегрузками топлива, сопровождаю­щимися остановками реактора и перерывами в энергоснабжении.

В реакторах на быстрых нейронах активная зона окружена зонами воспроизвод­ства. В них происходит накопление делящихся изотопов. Кроме того, зоны воспроиз­водства выполняют и функции отражателя.

В настоящее время наибольшее распространение получили реакторы на тепло­вых нейтронах. Для тепловых реакторов характерны концентрации ядерного топлива U²³⁵ в активной зоне от 1 до 100 кг/м³ и наличие больших масс замедлителя. Для реактора на быстрых нейтронах характерны концентрации ядерного топлива U²³⁵ или U²³⁹ порядка 1000 кг/м³ и отсутствие замедлителя в активной зоне. В реакторах на промежуточных нейтронах в активной зоне замедлителя очень мало, и концентрация ядерного топлива U²³⁵ в ней от 100 до 1000 кг/м³.

Для управления работой реактора в ак­тивную зону вводятся регулирующие стержни из материалов, имеющих большое сече­ние поглощения нейтронов. Активная зона энергетических реакторов окружена отра­жателем нейтронов – слоем материала замедлителя для уменьшения утечки нейтронов из активной зоны. Кроме того, благодаря отражателю происходит выравнивание ней­тронной плотности и энерговыделения по объему активной зоны, что позволяет при данных размерах зоны получить большую мощность, добиться более равномерного вы­горания топлива, увеличить продолжительность работы реактора без перегрузки топ­лива и упростить систему теплоотвода. Отражатель нагревается за счет энергии замед­ляющихся и поглощаемых нейтронов и гамма–квантов, поэтому предусматривается его охлаждение. Активная зона, отражатель и другие элементы размещаются в герметич­ном корпусе или кожухе, обычно окруженном биологической защитой.

К реактору и обслуживающим его си­стемам относятся:

1) собственно реактор с биологической защитой;

2) теплообменни­ки;

3) насосы или газодувные установки, осуществляющие циркуляцию теплоноси­теля;

4) трубопроводы и арматура циркуляции контура;

5) устройства для перезагруз­ки ядерного горючего;

6) системы специальной вентиляции, аварийного расхолаживания и др.

Классификация ядерных реакторов:

1. по назначению:

· энергетические (основное требование к экономичности термодинамического цикла); применяются на различных АЭС;

· исследовательские (пучки нейтронов с определенной энергией); 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;

· транспортные (компактность, маневренность); наиболее распространены в судоходстве;

· промышленные (низкотемпературные, работают в форсированном режиме); применяются, например, для выработки плутония;

· конверторы и размножители (производство вторичного ядерного топлива из природного урана и тория); в реакторе–конверторе вторичного ядерного топлива образуется меньше первоначально израсхо­дованного, а в реакторе–размножителе осуществляется расширенное воспроизводство ядер­ного топлива, т.е. его получается больше, чем было затрачено;

· многоцелевые (например, для выработки электроэнергии и опреснения морской воды).

2. По энергетическому спектру нейтронов:

· на тепловых нейтронах (наиболее освоенные, требуют наименьшей удельной загрузки ядерного топлива по делящемуся изотопу);

· на быстрых нейтронах (так называемые «быстрые реакторы» предназначены также и для воспроизводства ядерного топлива);

· на промежуточных нейтронах (только в специальных исследовательских установках).

3. По виду теплоносителя:

· легководяные (наиболее распространенные);

· газоохлаждаемые (также широко распространены);

· тяжеловодные (редко применяемые и только там, где замедлитель тоже тяжелая вода);

· жидкометаллические (в реакторах на быстрых нейтронах).

4. По виду замедлителя:

· легководяные (наиболее компактны);

· графитовые (в расчете на единицу мощности имеют наибольшие размеры);

· тяжеловодные (несколько меньших размеров по сравнению с графитовыми).

По признакам 3 и 4 принципиально возможны многочисленные типы ядерных реакторов. Однако практически целесообразных конструкций не так много. В таблице 3.1 показаны целесообразные (+) и нецелесообразные (–) сочетания замедлителя и теплоносителя.

Таблица 3.1

Наиболее часто на АЭС применяют 4 типа реакторов на тепловых нейтронах: водо–водяные с обычной водой в качестве замедлителя и теплоносителя; графитоводяные с водяным теплоносителем и графитовым замедлителем; графитогазовые с газовым теплоноси­телем и графитовым замедлителем; тяжеловодные с водяным теплоносителем и тяжелой водой в качестве замедлителя. В России строят главным образом графитоводяные и водо–водяные реакторы. На АЭС США наибольшее распространение получили водо–водяные реакторы. Графитогазовые реакторы применяются в Англии. В атомной энергетике Канады преобла­дают АЭС с тяжеловодными реакторами.

В реакторах на быстрых нейтронах в качестве теплоносителя применяется жидкий натрий, а замедлитель отсутствует.

5. По структуре активной зоны (взаимному размещению горючего и замед­лителя):

· гетерогенные (все работающие в настоящее время реакторы);

· гомогенные (пока находятся в стадии исследования отдельных опытных образцов).

В гомогенном реакторе актив­ная зона представляет собой однородную массу топлива, замедлителя и теплоносителя в виде раствора, смеси или расплава.

Гетерогенным называется реактор, в котором топ­ливо в виде блоков или тепловыделяющих сборок размещено в замедлителе, образуя в нем правильную геометрическую решетку.

6. По конструктивному ис­полнению:

· корпусные реакторы, в которых топливо и замедлитель расположены внутри корпу­са, несущего полное давление теплоно­сителя, который прокачивается через всю активную зону;

· канальные реакторы, в которых топливо, охлаждаемое теплоносителем, устанавли­вается в специальных трубах–каналах, пронизы­вающих замедлитель, заключенный в тонкостенный кожух. Теплоноситель под давлением про­качивается независимо через каждый рабочий канал. Такие реакторы применяются в России (Сибирская, Белоярская АЭС и др.).

При двухконтурной схеме вода является теплоносителем и замедлителем нейтронов. Реакторы, созданные для работы в таких условиях, принято называть водо–водяными энергетическими реакторами (ВВЭР). ВВЭР подразделяются на два типа: ВВРД – с водой под давлением (без кипения); ВВРК – с кипящей водой. По этой схеме работают Ровенская, Кольская, третий энергобло­к Нововоронежской АЭС, а также Армянская АЭС, ряд АЭС в Германии, США, Болгарии и др.

Реакторы канального типа, в которых теплоносителем является вода, а замедлителем – графит, применяются на крупных блоках с турбинами насыщенного пара. Эти реакторы принято называть реакторами большой мощности канального типа (РБМК). АЭС с реакторами РБМК работают по одноконтурной схеме.

Основные технические характеристики блоков АЭС с реакторами типа ВВЭР и РБМК приведены в табл. 3.2.

Таблица 3.2

Реакторы с графитовым замедлителем достаточно широко применяются на АЭС благодаря возможности использования в ка­честве топлива природного слабообогащенно­го металлического урана или его двуокиси, получения большего коэффициента воспроиз­водства, чем у реакторов типа ВВЭР, применения в сочетании с графитом высокотемпе­ратурных газовых теплоносителей, а также создания систем перегрузки без остановки реактора.

Реакторы с графитовым замедлителем мо­гут быть корпусными и канальными. Для корпусных графитовых реакторов в качестве теплоносителя используются углекислый газ, гелий и реже другие газы (газографитовые реакторы – ГГР, применяемые, в частности, в Великобритании), а для канальных – обыч­ная вода (водографитовые реакторы – ВГР, применяемые, в частности, в России).

Особенность ядерных реакторов состоит в том, что 94 % энергии деления пре­вращается в теплоту мгновенно, т.е. за время, в течение которого мощность реактора или плотность материалов в нем не успевает заметно измениться. Поэтому при измене­нии мощности реактора тепловыделение следует без запаздывания за процессом деле­ния топлива.

Мощность ядерного реактора пропорциональна плотности потока нейтронов в нем, поэтому теоретически достижима любая мощность. Практически же предельная мощность определяется скоростью отвода теплоты, выделяемой в реакторе. Удельный теплосъем в современных энергетических реакторах составляет 10²–10³ МВт/м³. От ре­актора теплота отводится циркулирующим через него теплоносителем.

Характерной особенностью реактора является остаточное тепловыделение после прекращения реак­ции деления, что требует отвода теплоты в течение длительного времени после оста­новки реактора. Хотя мощность остаточного тепловыделения значительно меньше но­минальной, циркуляция теплоносителя через реактор должна обеспечиваться очень на­дежно, так как остаточное тепловыделение регулировать нельзя. Удаление теплоноси­теля из работавшего некоторое время реактора категорически запрещено во избежание перегрева и повреждения тепловыделяющих элементов.