Ядерний реактор

Матеріал з Вікіпедії — вільної енциклопедії.
Перейти до: навігація, пошук
Активна зона дослідного реактора. Добре видно блакитне світло — випромінювання Вавилова — Черенкова.

Ядерний реактор — пристрій, призначений для організації керованої самопідтримуваної ланцюгової реакції поділу, яка завжди супроводжується виділенням енергії.

Перший ядерний реактор був збудований і запущений у грудні 1942 року в США під керівництвом Э.Фермі. Першим реактором, побудованим за кордонами США, став ZEEP, запущений в Канаді 5 вересня 1945 року[1]. В Європі першим ядерним реактором стала установка Ф-1, яка запрацювала 25 грудня 1946 року в Москві під керівництвом І. В. Курчатова. До 1978 року в світі працювало вже близько сотні ядерних реакторів різних типів.

Історія[ред.ред. код]

Теоретичну групу «Урановий проект» нацистської Німеччини, що працювала в Товаристві кайзера Вільгельма, очолював Вайцзеккер, але лише формально. Фактичним лідером став Гейзенберг, що розробляє теоретичні основи ланцюгової реакції, Вайцзеккер з групою учасників зосередився на створенні «уранової машини» — першого реактора. Пізньою весною 1940 року один з учених групи — Хартек — провів перше дослідження зі спробою створення ланцюгової реакції, використовуючи оксид урану і твердий графітовий сповільнювач. Однак наявного подільного матеріалу не вистачило для досягнення цієї мети. У 1941 році в Лейпцігському університеті учасником групи Гейзенберга Депелем був побудований стенд з важководневим сповільнювачем, в експериментах на якому до травня 1942 року вдалося досягти виробництва нейтронів у кількості, що перевищує їх поглинання. Повноцінної ланцюгової реакції німецьким вченим вдалося досягти в лютому 1945 року в експерименті, проведеному в гірничій виробці поблизу Хайгерлоха. Однак через кілька тижнів ядерна програма Німеччини припинила існування[2][3].

Файл:First nuclear chain reaction.jpg
Заснований на спогадах очевидця малюнок, що зображає запуск «Чиказької дровітні».

Ланцюгова реакція поділу ядер (коротко — ланцюгова реакція) була вперше здійснена в грудні 1942 року. Група фізиків Чиказького університету, очолювана Енріко Фермі, створила перший у світі ядерний реактор, названий «Чиказькою дровітнею» (Chicago Pile-1, CP-1). Він складався з графітових блоків, між якими були розташовані кулі з природного урану і його діоксиду. Швидкі нейтрони, що з'являються після поділу ядер 235U, сповільнювалися графітом до теплових енергій, а потім викликали нові ділення ядер. Реактори, подібні СР-1, в яких основна частка поділів відбувається під дією теплових нейтронів, називають реакторами на теплових нейтронах. До їх складу входить дуже багато сповільнювача в порівнянні з ядерним паливом.

В СРСР теоретичні та експериментальні дослідження особливостей пуску, роботи і контролю реакторів були проведені групою фізиків і інженерів під керівництвом академіка І. В. Курчатова. Перший радянський реактор Ф-1 був побудований в Лабораторії № 2 АН СРСР (Москва). Цей реактор виведено в критичний стан 25 грудня 1946 року. Реактор Ф-1 був набраний з графітових блоків і мав форму кулі діаметром приблизно 7,5 м. У центральній частині кулі діаметром 6 м по отворах в графітових блоках розміщені уранові стрижні. Реактор Ф-1, як і реактор CP-1, не мав системи охолодження, тому працював на дуже малих рівнях потужності. Результати досліджень на реакторі Ф-1 стали основою проектів більш складних за конструкцією промислових реакторів. У 1948 році введено в дію реактор И-1 (за іншими даними він називався А-1) з виробництва плутонію, а 27 червня 1954 року набула в дію перша у світі атомна електростанція з електричною потужністю 5 МВт в м. Обнінськ.

Конструкція і принцип роботи[ред.ред. код]

Механізм енерговиділення[ред.ред. код]

Перетворення речовини супроводжується виділенням вільної енергії лише в тому випадку, якщо речовина володіє запасом енергій. Останнє означає, що мікрочастинки речовини знаходяться в стані з енергією спокою більшою, ніж в іншому можливому, перехід до якого існує. Мимовільного переходу завжди перешкоджає енергетичний бар'єр, для подолання якого мікрочастинка повинна отримати ззовні якусь кількість енергії — енергії збудження. Екзоенергетична реакція полягає в тому, що в наступному за збудженням перетворенні виділяється енергії більше, ніж потрібно для порушення процесу. Існують два способи подолання енергетичного бар'єра: або за рахунок кінетичної енергії частинок, що стикаються, або за рахунок енергії зв'язку частки що приєднується .

Якщо мати на увазі макроскопічні масштаби енерговиділення, то необхідну для збудження реакцій кінетичну енергію повинні мати всі або спочатку хоча б деяка частка частинок речовини. Це можна досягти тільки при підвищенні температури середовища до величини, при якій енергія теплового руху наближається до величини енергетичного порогу, що обмежує перебіг процесу. У випадку молекулярних перетворень, тобто хімічних реакцій, таке підвищення зазвичай складає сотні кельвінів, в разі ж ядерних реакцій — це мінімум 107 K через дуже великі висоти кулонівських бар'єрів стискуваних ядер. Теплове збудження ядерних реакцій здійснено на практиці тільки при синтезі найлегших ядер, у яких кулонівських бар'єри мінімальні (термоядерний синтез).

Збудження частками що приєднуються не вимагає великої кінетичної енергії, і, отже, не залежить від температури середовища, оскільки відбувається за рахунок невикористаних зв'язків, властивих часткам сил тяжіння. Але зате для збудження реакцій необхідні самі частинки. І якщо знову мати на увазі не окремий акт реакції, а отримання енергії в макроскопічних масштабах, то це можливо лише при виникненні ланцюгової реакції. Остання ж виникає, коли збуджуючи реакцію частинки знову з'являються, як продукти екзоенергетичної реакції.

Схематична конструкція гетерогенного реактора на теплових нейтронах
1 — Керуючий стержень;
2 — Радіаційний захист;
3 — Теплоізоляція;
4 — Уповільнювач;
5 — Ядерне паливо;
6 — Теплоносій.

Конструкція[ред.ред. код]

Будь-ядерний реактор складається з наступних частин:

  • Активна зона з ядерним паливом і сповільнювачем;
  • Відбивач нейтронів, що оточує активну зону;
  • теплоносій;
  • Система регулювання ланцюгової реакції, в тому числі аварійний захист;
  • Радіаційний захист;
  • Система дистанційного керування.

Фізичні принципи роботи[ред.ред. код]

Див. Також основні статті:

Поточний стан ядерного реактора можна охарактеризувати ефективним коефіцієнтом розмноження нейтронів k або реактивністю ρ, які пов'язані наступним співвідношенням:

Для цих величин характерні наступні значення:

  • k > 1 — ланцюгова реакція наростає в часі, реактор знаходиться в надкритичному стані, його реактивність ρ > 0;
  • k < 1 — реакція загасає, реактор — підкритичний, ρ < 0;
  • k = 1, ρ = 0 — число ділень ядер постійне, реактор знаходиться в стабільному критичному стані.

Умова критичності ядерного реактора:

,де
  • є частка повного числа утворюються в реакторі нейтронів, поглинених в активній зоні реактора, або ймовірність уникнути нейтрону витоку з кінцевого обсягу.
  • k0 — коефіцієнт розмноження нейтронів в активній зоні нескінченно великих розмірів.

обернення коефіцієнта розмноження в одиницю досягається збалансуванням розмноження нейтронів з їх втратами. Причин втрат фактично дві: захоплення без поділу і витік нейтронів за межі середовища, що розмножується.

Здійснення керованої ланцюгової реакції поділу ядра можливо за певних умов. У процесі поділу ядер палива виникають миттєві нейтрони, що утворюються безпосередньо в момент поділу ядра, і запізнілі нейтрони, що випускаються осколками розподілу в процесі їх радіоактивного розпаду. Час життя миттєвих нейтронів дуже малий, тому навіть сучасні системи і засоби управління реактором не можуть підтримувати необхідний коефіцієнт розмноження нейтронів тільки за рахунок миттєвих нейтронів. Час життя запізнілих нейтронів становить від 0,1 до 10 секунд. За рахунок значного часу життя запізнілих нейтронів система управління встигає перемістити стрижні-поглиначі, підтримуючи тим самим необхідний коефіцієнт розмноження нейтронів (реактивність). Ставлення числа запізнілих нейтронів, що викликали реакцію поділу в даному поколінні, до всього числа нейтронів, що викликали реакцію поділу в даному поколінні, називається ефективною часткою запізнілих нейтронів — βеф. Таким чином, можливі наступні сценарії розвитку ланцюгової реакції поділу:

1. ρ<0, Кеф<1 — реактор підкритичний, інтенсивність реакції зменшується, потужність реактора знижується;

2. ρ=0, Кеф=1 — реактор критичний, інтенсивність реакції і потужність реактора постійні;

3. ρ>0, Кеф>1 —реактор надкритичний, інтенсивність реакції і потужність реактора збільшуються.

В останньому (3) випадку можливі два принципово відрізняються один від одного стану надкритичність реактора:

3а. 0<ρ<βеф — при реактивності більшій нуля, але меншою значення ефективної частки запізнілих нейтронів — βеф, ланцюгова реакція протікає зі швидкістю, яка визначається часом запізнювання нейтронів (тобто реактор підкритичний на миттєвих нейтронах, а необхідна надкритичність досягається за рахунок народжуються запізнілих нейтронів). При цьому реакція поділу є керованою;

3б. ρ> βеф — при реактивності реактора, що перевищує ефективну частку запізнілих нейтронів, реактор стає критичним на миттєвих нейтронах, потужність ланцюгової реакції поділу начитає експоненціально зростати. Час наростання потужності настільки мало, що ніякі системи управління (в тому числі аварійні) не встигають спрацювати, і зростання потужності може бути обмежений тільки фізичними процесами, що протікають в активній зоні. Наприклад, в тепловому реакторі це — зменшення перетину захоплення нейтронів з ростом температури, яке є однією з фізичних причин негативного потужнісного коефіцієнта реактивності.

Очевидно, що k < k0, оскільки в кінцевому обсязі внаслідок витоку втрати нейтронів обов'язково більше, ніж в нескінченному. Тому, якщо в речовині даного складу k0 < 1,то ланцюгова самопідтримується реакція неможлива як в нескінченному, так і в будь-якому кінцевому обсязі. Таким чином, k0 визначає принципову здатність середовища розмножувати нейтрони.

k0 для теплових реакторів можна визначити по так званій «формулі 4-х співмножників»:

, де

Обсяги сучасних енергетичних реакторів можуть досягати сотень м³ і визначаються головним чином не умовами критичності, а можливостями тепловідводу.

Критичний обсяг ядерного реактора — обсяг активної зони реактора в критичному стані. Критична маса — маса речовини реактора, що знаходиться в критичному стані.

Найменшою критичною масою володіють реактори, в яких паливом служать водні розчини солей чистих ізотопів з водяним відбивачем нейтронів. Для 235U ця маса дорівнює 0,8 кг, для 239Pu — 0,5 кг. Широко відомо, однак, що критична маса для реактора LOPO (перший в світі реактор на збагаченому урані), що мав відбивач з окису берилію, становила 0,565 кг, незважаючи на те, що ступінь збагачення за ізотопом 235 була лише трохи більше 14 %. Теоретично, найменшою критичною масою володіє 251Cf, для якого ця величина складає всього 10 г.

З метою зменшення витоку нейтронів, активній зоні надають сферичну або близьку до сферичної форму, наприклад короткого циліндра або куба, так як ці фігури мають найменшим відношенням площі поверхні до об'єму.

Незважаючи на те, що величина (e — 1) зазвичай невелика, роль розмноження на швидких нейтронах досить велика, оскільки для великих ядерних реакторів (К∞ — 1) << 1. Без цього процесу було б неможливим створення перших графітових реакторів на природному урані .

Для початку ланцюгової реакції зазвичай досить нейтронів, народжуваних при спонтанному розподілі ядер урану. Можливо також використання зовнішнього джерела нейтронів для запуску реактора, наприклад, суміші Ra і Be, 252Cf або інших речовин.

Йодна яма[ред.ред. код]

Йодна яма — стан ядерного реактора після його зупинки, що характеризується накопиченням короткоживучого ізотопу ксенону 135Xe, який є продуктом розпаду ізотопу йоду-135 (через що цей процес і отримав свою назву). Висока перетин захоплення теплових нейтронів ксеноном-135 призводить до тимчасового появи значної негативної реактивності, що, в свою чергу, робить скрутним висновок реактора на проектну потужність протягом певного періоду (близько 1-2 діб).

Класифікація[ред.ред. код]

За призначенням[ред.ред. код]

За характером використання ядерні реактори поділяються на[4][5][6]:

  • Енергетичні реактори, призначені для отримання електричної та теплової енергії, використовуваної в енергетиці, а також для опріснення морської води (реактори для опріснення також відносять до промислових). Основне застосування такі реактори отримали на атомних електростанціях. Теплова потужність сучасних енергетичних реакторів досягає 5 ГВт. В окрему групу виділяють:
    • Транспортні реактори, призначені для постачання енергією двигунів транспортних засобів. Найбільш широкі групи застосування — морські транспортні реактори, що застосовуються на підводних човнах і різних надводних судах, а також реактори, що застосовуються в космічній техніці.
  • Експериментальні реактори, призначені для вивчення різних фізичних величин, значення яких необхідно для проектування і експлуатації ядерних реакторів; потужність таких реакторів не перевищує декількох кВт.
  • Дослідницькі реактори, в яких потоки нейтронів і гамма-квантів, що створюються в активній зоні, використовуються для досліджень в області ядерної фізики, фізики твердого тіла, радіаційної хімії, біології, для випробування матеріалів, призначених для роботи в інтенсивних нейтронних потоках (в тому числі деталей ядерних реакторів), для виробництва ізотопів. Потужність дослідних реакторів не перевищує 100 МВт. Виділяється енергія, як правило, не використовується.
  • Промислові (збройові, ізотопні) реактори, що використовуються для напрацювання ізотопів, що застосовуються в різних областях. Найбільш широко використовуються для виробництва ядерних збройових матеріалів, наприклад 239Pu. Також до промислових відносять реактори, що використовуються для опріснення морської води.

Часто реактори застосовуються для вирішення двох і більше різних завдань, в такому випадку вони називаються багатоцільовими. Наприклад, деякі енергетичні реактори, особливо на зорі атомної енергетики, призначалися, в основному, для експериментів. Реактори на швидких нейтронах можуть бути одночасно і енергетичними, і напрацьовувати ізотопи. Промислові реактори крім свого основного завдання часто виробляють електричну і теплову енергію.

За спектром нейтронів[ред.ред. код]

За розміщенням палива[ред.ред. код]

У гетерогенному реакторі паливо і сповільнювач можуть бути просторово рознесені, зокрема, в порожнинному реакторі сповільнювач-відбивач оточує порожнину з паливом, що не містить сповільнювача. З ядерно-фізичної точки зору критерієм гомогенності/гетерогенності є не конструктивне виконання, а розміщення блоків палива на відстані, що перевищує довжину уповільнення нейтронів в даному уповільнювачі. Так, реактори з так званої «тісної ґратами» розраховуються як гомогенні, хоча в них паливо зазвичай відокремлене від сповільнювача.

Блоки ядерного палива в гетерогенному реакторі називаються тепловиділяючими збірками (ТВС), які розміщуються в активній зоні у вузлах правильної решітки, утворюючи осередки.

За видом палива[ред.ред. код]

  • ізотопи урану 235U, 238U, 233U
  • ізотоп плутонію 239Pu, також ізотопи 239-242Pu у вигляді суміші з 238U (MOX-паливо)
  • ізотоп торію 232Th (за допомогою перетворення в 233U)

За степеню збагачення:

  • природний уран
  • слабо збагачений уран
  • високо збагачений уран

За хімічним складом:

За видом теплоносія[ред.ред. код]

  • H2O (вода, див. Водо-водяний реактор)
  • Газ (див. Графіто-газовий реактор)
  • D2O (важка вода, див. Тяжеловодный ядерний реактор, CANDU)
  • Реактор з органічним теплоносієм
  • Реактор з теплоносієм рідкометалевим
  • Реактор на розплавах солей
  • Реактор з твердим теплоносієм

За родом сповільнювача[ред.ред. код]

За конструкцією[ред.ред. код]

  • Корпусні реактори
  • Канальні реактори

За способом генерації пара[ред.ред. код]

Класифікація МАГАТЕ[ред.ред. код]

Міжнародне агентство з атомної енергії використовують наступну класифікацію основних типів енергетичних ядерних реакторів згідно з застосовуваними в них матеріалами теплоносія і сповільнювача[7]:

  • PWR (pressurized water reactor) — реактор з водою під тиском, в якому легка вода є теплоносієм і сповільнювачем (наприклад ВВЕР);
  • BWR (boiling water reactor) — киплячий реактор, в якому, на відміну від PWR, освіта пара, що подається на турбіни, відбувається безпосередньо в реакторі;
  • FBR (fast breeder reactor) — реактор-розмножувач на швидких нейтронах, що не вимагає наявності сповільнювача;
  • GCR (gas-cooled reactor) — газоохолоджуваний реактор. У ролі сповільнювача використовується як правило графіт;
  • LWGR (light water graphite reactor) — графіто-водяний реактор, наприклад РБМК;
  • PHWR (pressurised heavy water reactor) — тяжеловодный реактор;
  • HTGR (high-temperature gas-cooled) — високотемпературний газоохлаждаемый реактор;
  • HWGCR (heavy water-moderated, gas-cooled reactor) — газоохлаждаемый реактор з тяжеловодным сповільнювачем;
  • HWLWR (heavy water-moderated, boiling light-water-cooled reactor) — киплячий реактор з сповільнювачем з важкої води;
  • PBMR (pebble bed modular reactor(англ.)) — модульний реактор з кульовими твелами;
  • SGHWR (Steam-Generating Heavy Water Reactor) — киплячий тяжеловодный реактор.

Матеріали реакторів[ред.ред. код]

Матеріали, з яких будують реактори, що працюють при високій температурі в поле нейтронів, γ-квантів і осколків розподілу. Тому для реакторобудування придатні не всі матеріали, застосовувані в інших галузях техніки. При виборі реакторних матеріалів враховують їх радіаційну стійкість, хімічну інертність, переріз поглинання та інші властивості.

Матеріал Щільність, г/см³ Макроскопічний переріз поглинання Їм−1
теплових нейтронів нейтронів спектру ділення
Алюміній 2,7 1,3 2,5×10−3
Магній 1,74 0,14 3×10−3
Цирконій 6,4 0,76 4×10−2
Нержавіюча сталь 8,0 24,7 1×10−1

Оболонки Твелів, канали, сповільнювачі (відбивачі) виготовляють з матеріалів з невеликими перерізами поглинання. Застосування матеріалів, слабо поглинаючих нейтрони, знижує непродуктивний витрата нейтронів, зменшує завантаження ядерного палива і збільшує коефіцієнт відтворення КВ. Для поглинаючих стрижнів, навпаки, придатні матеріали з великим перетином поглинання. Це значно скорочує кількість стрижнів, необхідних для управління реактором.

Швидкі нейтрони, γ-кванти і осколки поділу ушкоджують структуру речовини. Так, у твердому речовині швидкі нейтрони вибивають атоми з кристалічної решітки або зрушують їх з місця. Внаслідок цього погіршуються пластичні властивості і теплопровідність матеріалів. Складні молекули під дією випромінювання розпадаються на більш прості молекули або складові атоми. Наприклад, вода розкладається на кисень і водень. Це явище відомо під назвою радіолізу води.

Радіаційна нестійкість матеріалів менше позначається при високих температурах. Рухливість атомів стає настільки великою, що ймовірність повернення вибитих з атомів кристалічної решітки на своє місце або рекомбінація водню і кисню в молекулу води помітно збільшується. Так, радіоліз води несуттєвий в енергетичних некипящих реакторах (наприклад, ВВЕР), в той час як в потужних дослідницьких реакторах виділяється значна кількість гримучої суміші. У реакторах є спеціальні системи для її спалювання.

Реакторні матеріали контактують між собою (оболонка Твелу з теплоносієм і ядерним паливом, тепловиділяючі касети — з теплоносієм і сповільнювачем і т. д.). Природно, що контактують матеріали повинні бути хімічно інертними (сумісними). Прикладом несумісності служать уран і гаряча вода, що вступають у хімічну реакцію.

Одним із чинників руйнування матеріалів реактора є іонізуюче випромінювання.

У більшості матеріалів міцнісні властивості різко погіршуються зі збільшенням температури. В енергетичних реакторах конструкційні матеріали працюють при високих температурах. Це обмежує вибір конструкційних матеріалів, особливо для тих деталей енергетичного реактора, які повинні витримувати високий тиск

Вигорання і відновлення ядерного палива[ред.ред. код]

В процесі роботи ядерного реактора через накопичення в паливі осколків розподілу змінюється його ізотопний і хімічний склад, відбувається утворення трансуранових елементів, головним чином ізотопів Pu. Вплив осколків поділу на реактивність ядерного реактора називається отруєнням (для радіоактивних осколків) і зашлаковуванням (для стабільних ізотопів).

Основна причина отруєння реактора — 135Xe, має найбільший переріз поглинання нейтронів (2,6×106 барн). Період напіврозпаду 135Xe T1/2 = 9,2 год; вихід при розподілі становить 6-7 %. Основна частина 135Xe утворюється в результаті розпаду 135I (T1/2 = 6,8 год). При отруєнні Доеф змінюється на 1-3 %. Велике перетин поглинання 135Xe і наявність проміжного ізотопу 135I призводять до двох важливих явищ:

  1. До збільшення концентрації 135Xe і, отже, до зменшення реактивності реактора після його зупинки або зниження потужності («иодная яма»), що робить неможливим короткочасні зупинки і коливання вихідної потужності. Даний ефект долається введенням запасу реактивності в органах регулювання. Глибина і тривалість иодной ями залежать від потоку нейтронів Ф: при Ф = 5×1018 нейтронів/(см2·с) тривалість йодної ями 30 год, а глибина в 2 рази перевершує стаціонарне зміна Доеф, викликане отруєнням 135Xe.
  2. Через отруєння можуть відбуватися просторово-часові коливання нейтронного потоку Ф, а, отже, і потужності реактора. Ці коливання виникають при Ф > 1018 нейтронів/(см²·с) та великих розмірах реактора. Періоди коливань 10 ч.

При поділі ядер виникає велике число стабільних осколків, які розрізняються перерізами поглинання в порівнянні з перетином поглинання подільного ізотопу. Концентрація осколків з великим значенням перерізу поглинання досягає насичення протягом перших кількох діб роботи реактора. Головним чином це 149Sm, змінює Кеф на 1 %). Концентрація осколків з малим значенням перерізу поглинання і вноситься ними від'ємна реактивність зростають лінійно в часі.

Освіта трансуранових елементів в ядерному реакторі відбувається за такими схемами:

  1. 235U + n → 236U + n → 237U →(7 діб)→ 237Np + n → 238Np →(2,1 діб)→ 238Pu
  2. 238U + n → 239U →(23 хв)→ 239Np →(2,3 добу)→ 239Pu (+осколки) + n → 240Pu + n → 241Pu (+осколки) + n → 242Pu + n → 243Pu →(5 год)→ 243Am + n → 244Am →(26 хв)→ 244Cm

Час між стрілками позначає період напіврозпаду, «+n» означає поглинання нейтрона.

На початку роботи реактора відбувається лінійне накопичення 239Pu, причому тим швидше (при фіксованому вигорянні 235U), чим менше збагачення урану. Далі концентрація 239Pu прагне до постійної величиною, яка не залежить від ступеня збагачення, а визначається відношенням перерізів захоплення нейтронів 238U і 239Pu. Характерний час встановлення рівноважної концентрації 239Pu ~ 3/Ф років (Ф в од. 1013 нейтронів/см²×с). Ізотопи 240Pu, 241Pu досягають рівноважної концентрації лише при повторному спалюванні пального в ядерному реакторі після регенерації ядерного палива.

Вигоряння ядерного палива характеризують сумарною енергією, виокремилась у реакторі на 1 тонну палива. Ця величина становить:

  • 10 Гвт·добу/т — реактори на важкій воді;
  • 20-30 Гвт·добу/т — реактори на низькозбагаченому урані (2-3 % 235U);
  • до 100 Гвт·добу/т — реактори на швидких нейтронах.

Вигоряння 1 Гвт·добу/т відповідає згорянню 0,1 % ядерного палива.

По мірі вигоряння палива реактивність реактора зменшується. Заміна вигорілого палива проводиться відразу з усієї активної зони або поступово, залишаючи в роботі Твели різного «віку».

У разі повної заміни палива, реактор має надлишкову реактивність, яку потрібно компенсувати, тоді як у другому випадку компенсація потрібно тільки при першому пуску реактора. Безперервна перевантаження дозволяє підвищити глибину вигорання, так як реактивність реактора визначається середніми концентраціями діляться ізотопів.

Маса завантаженого палива перевершує масу вивантаженого за рахунок «ваги» виділилася енергії. Після зупинки реактора, спочатку головним чином за рахунок поділу запізнюється нейтронами, а потім, через 1-2 хв, за рахунок β — і γ-випромінювання осколків поділу і трансуранових елементів, у паливі триває виділення енергії. Якщо реактор працював досить довго до моменту зупинки, то через 2 хв після зупинки виділення енергії становить близько 3 %, через 1 год — 1 %, через добу — 0,4 %, через рік — 0,05 % від початкової потужності.

Відношення кількості ізотопів Pu які діляться, що утворилися в ядерному реакторі, до кількості вигорілого 235U називається коефіцієнтом конверсії KK. Величина KK збільшується при зменшенні збагачення і вигорання. Для важководневого реактора на природному урані, при вигорянні 10 ГВт·добу/т KK = 0,55, а при невеликих вигорання (в цьому випадку KK називається початковим плутонієвим коефіцієнтом) KK = 0,8. Якщо ядерний реактор спалює і виробляє одні і ті ж ізотопи (реактор-розмножувач), то відношення швидкості відтворення до швидкості вигоряння називається коефіцієнтом відтворення ДоВ. В ядерних реакторах на теплових нейтронах ДоВ < 1, а для реакторів на швидких нейтронах ДоВ може досягати 1,4-1,5. Зростання ДоВ для реакторів на швидких нейтронах пояснюється головним чином тим, що, особливо в разі 239Pu, для швидких нейтронів g зростає, а падає.

Управління ядерним реактором[ред.ред. код]

Управління ядерним реактором можливо тільки завдяки тому, що частина нейтронів при поділі вилітає з осколків з запізненням, яке може скласти від декількох мілісекунд до декількох хвилин.

Для управління реактором використовують поглинаючі стрижні, що вводяться в активну зону, виготовлені з матеріалів, які сильно поглинають нейтрони (в основному В, Cd і деякі інші) і/або розчин борної кислоти, у певній концентрації, що додається у теплоносій (борне регулювання). Рух стрижнів керується спеціальними механізмами, приводами, що працюють за сигналами від оператора або апаратури автоматичного регулювання нейтронного потоку.

Ядерні реактори проектуються так, щоб у будь-який момент часу процес поділу перебував у стійкому рівновазі щодо малих змін параметрів, що впливають на реактивність. Таким чином, випадкова зміна швидкості ядерної реакції гаситься, а викликане переміщенням керуючих стрижнів або повільною зміною інших параметрів — призводить до квазистаціонарним змінам потужності реактора

На випадок різних аварійних ситуацій в кожному реакторі передбачено екстрене припинення ланцюгової реакції, здійснюване скиданням в активну зону всіх поглинаючих стрижнів — система аварійного захисту.

Залишкове тепловиділення[ред.ред. код]

Важливою проблемою, безпосередньо пов'язаною з ядерною безпекою, є залишкове тепловиділення. Це специфічна особливість ядерного палива, що полягає в тому, що після припинення ланцюгової реакції ділення і звичайною для будь-якого енергоджерела теплової інерції, виділення тепла в реакторі ще триває довгий час, що створює ряд технічно складних проблем.

Залишкове тепловиділення є наслідком β- і γ- розпаду продуктів поділу, які накопичилися в паливі за час роботи реактора. Ядра продуктів поділу внаслідок розпаду переходять в більш стабільний або повністю стабільний стан з виділенням значної енергії.

Хоча потужність залишкового тепловиділення швидко спадає до величин, малих порівняно зі стаціонарними значеннями, у потужних енергетичних реакторах вона значна в абсолютних величинах. З цієї причини залишкове тепловиділення спричиняє необхідність тривалий час забезпечувати тепловідведення від активної зони реактора після його зупинки. Ця задача вимагає наявності в конструкції реакторної установки систем розхолоджування з надійним електропостачанням, а також обумовлює необхідність тривалого (протягом 3-4 років) зберігання відпрацьованого ядерного палива у сховищах зі спеціальним температурним режимом — басейнах витримки, які зазвичай розташовуються в безпосередній близькості від реактора[8][9][10][11].

Аварії на АЕС[ред.ред. код]

За час експлуатації відбулося кілька серйозних аварій[12] на таких установках, наймасштабніша в 1986 році на атомній електростанції в Чорнобилі (Чорнобильська катастрофа), де відбувся витік, що викликав пожежу й радіоактивне зараження великої території.

У Гаррісбурзі, Пенсильванія, США, у 1979 відбулася аварія через електричне, механічне ушкодження і помилки оператора, в результаті якої відбувся витік радіоактивної речовини.

У 1957 в Англії (Віндскейл) була зруйнована серцевина реактора, відбувся викид радіоактивної речовини в атмосферу.

Аварія на Першій Фукусімській АЕС, Фукусіма-1, в Японії, яка сталася в березні 2011 року і відбулася відразу на чотирьох блоках. Вона супроводжувалася руйнуванням реакторного відділення, внаслідок чого відбувся викид радіоактивних речовин в атмосферу і водне середовище, що з урахуванням високої густоти заселення забруднених районів створило загрозу катастрофічних наслідків для місцевого населення — зокрема, і для країни — в цілому.

Див. також[ред.ред. код]

Література[ред.ред. код]

  • Павлович В. М. (2009). Фізика ядерних реакторів. Чорнобиль: НАН України. Інститут проблем безпеки АЕС. ISBN 978-966-02-5204-2. 
  • БСЭ (рос.)
  • Левин В. Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. 4-е изд. — М.: Атомиздат, 1979. (рос.)
  • Шуколюков А. Ю. «Уран. Природный ядерный реактор». «Химия и жизнь» № 6, 1980. — С. 20-24. (рос.)

Примітки[ред.ред. код]

  1. «ZEEP — Canada's First Nuclear Reactor», Canada Science and Technology Museum.
  2. Horst Kant (2002). Werner Heisenberg and the German Uranium Project. Preprint 203. Max Planck Institute for the History of Science[en]. Архів оригіналу за 2012-05-30. Процитовано 2012-02-10. 
  3. Круглов А. К. Как создавалась атомная промышленность в СССР. — М. : ЦНИИатоминформ, 1995. — 380 с. — ISBN 5-85165-011-7.
  4. Дементьев Б. А. Ядерные энергетические реакторы. — М. : Энергоатомиздат, 1990. — С. 21—22. — ISBN 5-283-03836-X.
  5. Бартоломей Г. Г., Бать Г. А., Байбаков В. Д., Алхутов М. С. Основы теории и методы расчёта ядерных энергетических реакторов / Под ред. Г. А. Батя. — М. : Энергоиздат, 1982. — С. 31.
  6. Angelo, Joseph A. Nuclear technology. — USA : Greenwood Press, 2004. — С. 275—276. — (Sourcebooks in modern technology). — ISBN 1-57356-336-6.
  7. Глоссарий терминов, используемых в базе данных PRIS
  8. Андрушечко С. А., Афоров А. М., Васильев Б. Ю., Генералов В. Н., Косоуров К. Б., Семченков Ю. М., Украинцев В. Ф. АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта. — М. : Логос, 2010. — 604 с. — 1000 прим. — ISBN 978-5-98704-496-4.
  9. Кириллов П. Л., Богословская Г. П. Тепло-массообмен в ядерных энергетических установках. — М. : Энергоатомиздат, 2000. — 456 с. — 1000 прим. — ISBN 5-283-03636-7.
  10. Овчинников Ф. Я., Семёнов В. В. Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов. — 3 изд., пер. и доп. — М. : Энергоатомиздат, 1988. — 359 с. — 3400 прим. — ISBN 5-283-03818-1.
  11. Сидоренко В. А. Вопросы безопасной работы реакторов ВВЭР. — М. : Атомиздат, 1977. — 216 с. — (Проблемы ядерной энергетики). — 3000 прим.
  12. Міжнародна шкала ядерних подій