В истории создания ядерных реакторов можно проследить три этапа. На первом этапе определились необходимые и достаточные условия протекания самоподдерживающейся цепной ядерной реакции деления. На втором этапе были установлены все физические эффекты, способствующие и препятствующие протеканию самоподдерживающейся цепной ядерной реакции деления, т.е. ускоряющие и замедляющие этот процесс. И, наконец, были проведены количественные расчеты, касающиеся конструкции реактора и протекающих в нем процессов.

Создание ядерных реакторов было решением одной из составных задач общей атомной проблемы.

Первый в мире реактор СР-1 (Chicago Physics) был спроектирован и сконструирован Э.Ферми в сотрудничестве с Андерсоном, Цинном, Л. Вудс и Дж. Вайлем и размещался в теннисном зале под трибунами стадиона Чикагского университета. Реактор начал работать 2 декабря 1942 г. при расчетной начальной мощности 0,5 Вт. В первый урановый реактор СР-1 было загружено 6 т металлического урана и некоторое количество (точно не известно) окиси урана из-за недостатка урана в чистом виде.

Реактор должен был иметь сферическую форму и составлялся из горизонтальных слоев блочного графита, которые располагались между подобными же слоями из перемежающихся блоков графита и урана, охлаждаемых воздухом. Критическое состояние реактора, при котором потеря нейтронов компенсировалась их производством (созданием), было достигнуто, когда сферу построили на три четверти, в результате чего реактор так и не получил окончательной формы правильного шара.

Через 12 дней мощность была доведена до 200 Вт и дальнейшее повышение мощности сочли рискованным из-за генерированного установкой опасного излучения. Реактор переместили за пределы города в Аргоннскую лабораторию, где он был снова смонтирован и снабжен защитным экраном.

Реактор регулировался вручную при помощи кадмиевых стержней, поглощающих избыток нейтронов и расположенных в специальных каналах. Кроме того, были предусмотрены два аварийных стержня и стержень автоматического управления.

Первая опытная установка позволила провести экспериментальное исследование процесса получения плутония, которое привело к заключению, что этот способ дает реальную возможность его изготовления в количествах, достаточных для создания атомной бомбы. В 1943 г. в Аргоннской национальной лаборатории для экспериментальных исследований был построен точно такой же реактор СР-2 (рис.17.1), но с критическим размером в форме куба, а в 1944 г. – еще один реактор СР-3 (рис. 17.2), в котором замедлителем служила тяжелая вода, что позволило значительно уменьшить размеры реактора по сравнению с предыдущими.

Из-за отсутствия системы охлаждения максимальная безопасная мощность реактора составляла 200 Вт, но на короткое время мощность можно было повышать до 100 кВт. В реакторе использовались пять управляющих стержней длиной 5,6 м из бронзы, покрытые кадмием. Три из этих стержней были аварийными, один стержень служил для грубой регулировки и еще один для точной регулировки потока нейтронов и мощности реактора.

В конце 1945 г. в Москве на территории Лаборатории № 2 АН СССР было начато строительство здания для физического реактора Ф-1, а в начале 1946 г. началось проектирование первого промышленного реактора и связанного с ним плутониевого комбината в Челябинске-40. В декабре 1946 г. на исследовательском уран-графитовом реакторе Ф-1 под руководством И.В. Курчатова была впервые в Европе осуществлена самоподдерживающая цепная реакция. Пуск реактора Ф-1, который до сих пор служит науке, дал возможность измерить необходимые ядерные константы, выбрать оптимальную конструкцию первого промышленного реактора, исследовать вопросы регулирования и радиационной безопасности.

В историю физики ХХ века вошел и первый в Европе ядерный реактор, созданный в СССР и испытанный лично И.В. Курчатовым в декабре 1946 года. Его мощность достигала уже 4000 кВт, что давало возможность на базе полученного опыта создавать промышленные реакторы. Сам реактор располагался в бетонированном котловане, на дно которого были уложены восемь слоев графитовых брусков. Над ними укладывались слои с отверстиями-гнездами, куда были вставлены блоки из урана. Были также сделаны три канала для кадмиевых стержней, обеспечивающих регулирование реакции и ее аварийную остановку, и ряд горизонтальных каналов различной формы и размеров для измерительной аппаратуры и экспериментальных целей. Общее число слоев из графитовых брусков составило шестьдесят два.

В 1947 году на этом реакторе удалось получить первые дозы не встречающегося в природе плутония, являющегося, подобно урану, ядерным горючим, притом в количествах, достаточных для изучения основных физических характеристик его ядра. Первый в СССР промышленный реактор для получения плутония был запущен Курчатовым в июне 1948 года.

В середине 40-х годов ХХ века в Лос-Аламосской научной лаборатории (США) была поставлена задача создания опытного быстрого реактора с плутониевым топливом, демонстрирующего возможность производства электроэнергии. Этот реактор под названием «Клементина» имел объём активной зоны, состоящей из металлического плутония, 2,5 л и охлаждался ртутью. Сборка реактора началась в 1946 г., критичность была достигнута в ноябре 1946 г. Энергетический пуск состоялся в марте 1949 г. Реактор работал на мощности 25 кВт (тепл.).

В рамках Манхэттенского проекта (секретного плана создания американской бомбы) вся работа по разделению изотопов урана была поручена лаборатории известного американского физика Э. Лоуренса. В своем докладе правительству США в июле 1941 г. Лоуренс писал: «Открылась новая чрезвычайно важная возможность для использования цепной реакции с неразделёнными изотопами [урана]. По-видимому, если бы цепная реакция была осуществлена, можно было бы вести её … в течение некоторого периода времени специально для производства элемента с атомным номером 94 [плутония]… Если бы имелись в распоряжении… большие количества этого элемента, то, вероятно, можно было бы осуществить цепную реакцию на быстрых нейтронах. В такой реакции энергия освобождалась бы со скоростью взрыва, и соответствующая система могла бы быть охарактеризована… как «сверхбомба»».

Реактор «Клементина» был первым реактором на быстрых нейтронах, а также первым, в котором в качестве топлива использовался плутоний-239. Активная зона в виде цилиндра высотой 15 см и диаметром 15 см состояла из вертикальных топливных стержней в стальной оболочке. Замедлитель, естественно, отсутствовал. Отражателем служили металлический уран и сталь. Ртутный теплоноситель обладал пренебрежимо малым сечением захвата медленных нейтронов. Управление реактором осуществлялось при помощи стержней, удаляющих некоторое количество урана из отражателя, так как бор или кадмий, используемые в реакторах на тепловых нейтронах, непригодны для реакторов на быстрых нейтронах.

В Аргоннской национальной лаборатории (США) независимо от описанных исследований проводились работы по созданию экспериментального реактора-размножителя EBR-1 на быстрых нейтронах. Главной целью этого проекта была проверка концепции атомной электростанции с реактором на быстрых нейтронах в качестве энергетического блока. К созданию реактора приступили в 1951 г., а критичность была достигнута в августе 1951 г. В декабре 1951 г. впервые за счёт ядерной энергии был получен электрический ток при мощности реактора 200 кВт (эл.). Топливные элементы реактора представляли собой трубки из нержавеющей стали, содержащие высокообогащенный металлический уран, охлаждение активной зоны осуществлялось прокачиванием через нее сплава натрия и калия (рис.17.3). Отражатель состоял из двух частей: нескольких стержней природного металлического урана, окружающих активную зону, и нескольких клинообразных блоков из того же материала. Управление реактором осуществлялось введением стержней металлического урана во внешний отражатель и выведением их из него.

Реактор одновременно вырабатывал энергию, выделяющуюся при делении под действием быстрых нейтронов, и воспроизводил делящийся материал. Строго говоря, реактор-размножитель должен использовать тот же делящийся материал, который в нем производится, например плутоний-239 в реакторах с ураном-238 в качестве сырья для производства вторичного топливного материала (плутония). Однако в настоящее время в качестве делящегося материала во многих реакторах на быстрых нейтронах используют уран-235. В реакторах на быстрых нейтронах теплоноситель не должен содержать элементов с малым массовым числом, так как они будут замедлять нейтроны. Интенсивный отвод тепла из активной зоны малого размера требует теплоносителя с исключительно высокими теплоотводящими свойствами.

Только одно вещество – жидкий натрий – удовлетворяет этим условиям.

Анализ топливных материалов отражателя реактора EBR-1 после его работы в течение некоторого времени показал, что достигнутый коэффициент воспроизводства, т.е. отношение количества полученного плутония-239 к количеству израсходованного урана-235, несколько превышает 100%. Поскольку условия в реакторе не были идеальными, то посчитали, что воспроизводство плутония-239 должно быть практически выгодно. Это было подтверждено в Великобритании экспериментами на реакторе на быстрых нейтронах очень малой мощности (2 Вт), в котором топливом служил плутоний-239. Было обнаружено, что на каждое разделившееся ядро плутония приходится примерно два вновь образовавшихся. Таким образом, выигрыш при воспроизводстве получается довольно значительным. В конечном счете таким реакторам должна принадлежать главная роль в программе развития ядерной энергетики.

Cтраница 1

Первый ядерный реактор, сооруженный в Советском Союзе (уран-графитовый), работал на природном уране без специального охлаждения.  

Первый ядерный реактор, созданный под руководством Ферми, был запущен в 1942 г. В качестве сырьевых и делящихся веществ в реакторах используются U-235, - Pu-239, U-238, а также Th-232. В естественной смеси изотопов урана изотопа U-238 содержится в. Для понимания процессов, происходящих в реакторе с природной смесью изотопов, необходимо учитывать отмеченные в § 18.8 различия в условиях, при которых происходит деление ядер обоих изотопов урана. Эти нейтроны способны вызвать деление лишь ядер U-235. Те немногие мгновенные нейтроны, энергия которых превышает энергию активации деления ядра U-238, с большей вероятностью претерпевают неупругое рассеяние, и их энергия оказывается, как правило, ниже порога деления ядра U-238. В результате ряда столкновений с ядрами урана нейтроны теряют энергию малыми порциями, замедляются и испытывают радиационный захват ядрами U-238 или поглощаются ядрами U-235. Поглощение нейтронов ядрами U-235 способствует развитию цепной реакции, поглощение же их ядрами U-238 выводит нейтроны из цепной реакции и ведет к обрыву цепей реакции. Расчеты показывают, что в естественной смеси изотопов урана вероятность обрыва цепей превышает вероятность разветвления реакции и цепная реакция деления не может развиваться ни на быстрых, ни на медленных нейтронах.  

Первый ядерный реактор, созданный под руководством Ферми, был запущен в 1942 г. В качестве сырьевых и делящихся веществ в реакторах используются U-235, Pu-239, U-238, а также Th-232. В естественной смеси изотопов урана изотопа U-238 содержится в 140 раз больше, чем изотопа U-235. Для понимания процессов, происходящих в реакторе с природной смесью изотопов, необходимо учитывать отмеченные в § 18.8 различия в условиях, при которых происходит деление ядер обоих изотопов урана. Эти нейтроны способны вызвать деление лишь ядер U-235. Те немногие мгновенные нейтроны, энергия которых превышает энергию активации деления ядра U-238, с большей вероятностью претерпевают неупругое рассеяние, и их энергия оказывается, как правило, ниже порога деления ядра U-238. В результате ряда столкновений с ядрами урана нейтроны теряют энергию малыми порциями, замедляются и испытывают радиационный захват ядрами U-238 или поглощаются ядрами U-235. Поглощение нейтронов ядрами U-235 способствует развитию цепной реакции, поглощение же их ядрами U-238 выводит нейтроны из цепной реакции и ведет к обрыву цепей реакции. Расчеты показывают, что в естественной смеси изотопов урана вероятность обрыва цепей превышает вероятность разветвления реакции и цепная реакция деления не может развиваться ни на быстрых, ни на медленных нейтронах.  

Первые ядерные реакторы были построены для удовлетворения настоятельных требований программы по производству атомного оружия; эти требования в течение 10 лет являлись доминирующими в кояструировашш реакторов. Реакторы для военных целей использовались, по существу, только Для производства плутония, и основные усилия были направлены на отделение плутония от естественного или мало обогащенного урана. Тепловыделяющие элементы в таких реакторах обычно заключали в оболочки из алюминиевых или магниевых сплавов.  

Первый ядерный реактор был построен в конце - 1942 г. в США итальянским физиком Ферми.  

Первый ядерный реактор был построен из урана и графита Ферми с сотрудниками в конце 1942 г. в США.  

Первые ядерные реакторы на быстрых нейтронах были построены в нашей стране - это Белоярская АЭС, а также АЭС в городе Шевченко. Чтобы реактор вышел на проектную мощность, нужно, чтобы практически весь Np (T / z 2 35 сут) превратился в Pu. Кроме того, получившийся Pu надо отделить от оставшегося исходного урана и осколочных элементов. Таким образом, химия работы атомных реакторов очень сложна.  

Первые ядерные реакторы были разработаны во время второй мировой войны.  

Первый ядерный реактор не предназначался для производства энергии, он был нужен для накопления материалов и знаний.  

Первый ядерный реактор критического размера на уране был смонтирован в Чикагском университете. К тому времени уже было наработано около 6 тонн чистого урана; уран и графит уложили последовательными слоями - всего 57 слоев, - в которых оставили отверстия для кадмиевых регулировочных стержней.  

Хотя первый ядерный реактор был пущен всего 12 лет назад, об этих необычайных установках уже сейчас можно было бы написать целые тома. Сегодня на всем земном шаре - в Советском Союзе и в Соединенных Штатах Америки, во Франции и в Канаде, в Норвегии и в Англии - действуют различные виды реакторов. Одни из них служат научно-исследовательским целям, другие вырабатывают энергию, третьи являются настоящими фабриками по производству огромных количеств разнообразных радиоактивных изотопов. Остановимся хотя бы бегло на устройстве и работе ядерных реакторов.  

В первых ядерных реакторах в качестве замедлителя был использован специальный графит. В графите (плотность 1 67) нейтрон проходит в среднем 2 53 см между соударениями с ядрами углерода и теряет при этом 0 158 своей энергии. Следовательно, замедляющая способность будет равна 0 0625 и на I см пробега через графит быстрый нейтрон потеряет 6 25 % своей энергии.  

Необъятная энергия крохотного атома

«Хороша наука - физика! Только жизнь коротка». Эти слова принадлежат ученому, сделавшему в физике удивительно много. Их однажды произнес академик Игорь Васильевич Курчатов , создатель первой в мире атомной электростанции.

27 июня 1954 года эта уникальная электростанция вступила в строй. У человечества появился еще один могучий источник электроэнергии.

Путь к овладению энергией атома был долгим и нелегким. Начался он в первые десятилетия XX века с открытия естественной радиоактивности супругами Кюри, с постулатов Бора, планетарной модели атома Резерфорда и доказательства такого, как сейчас кажется, очевидного факта - ядро любого атома состоит из положительно заряженных протонов и нейтральных нейтронов.

В 1934 году супруги Фредерик и Ирен Жолио-Кюри (дочь Мари Склодовской-Кюри и Пьера Кюри) обнаружили, что бомбардировкой альфа-частицами (ядрами атомов гелия) можно превратить обычные химические элементы в радиоактивные. Новое явление получило название искусственной радиоактивности .

И. В. Курчатов (справа) и А. И. Алиханов (в центре) со своим учителем А. Ф. Иоффе. (Начало 30-х годов.)

Если такую бомбардировку вести очень быстрыми и тяжелыми частицами, то начинается каскад химических превращений. Элементы с искусственной радиоактивностью постепенно уступят свое место стабильным элементам, которые уже не будут распадаться.

С помощью облучения или бомбардировки легко сделать явью мечту алхимиков - изготовить золото из других химических элементов. Только стоимость такого превращения значительно превысит цену полученного золота…

Деление ядер урана

Больше пользы (и, к сожалению, тревог) принесло человечеству открытое в 1938-1939 годах группой немецких физиков и химиков деление ядер урана . При облучении нейтронами тяжелые ядра урана распадаются на более легкие химические элементы, принадлежащие к средней части периодической системы Менделеева, и выделяют несколько нейтронов. Для ядер легких элементов эти нейтроны оказываются лишними… При «раскалывании» ядер урана может начаться цепная реакция: каждый из двух- трех полученных нейтронов способен в свою очередь произвести на свет несколько нейтронов, попав в ядро соседнего атома.

Общая масса продуктов такой ядерной реакции оказалась, как подсчитали ученые, меньше массы ядер исходного вещества - урана.

По уравнению Эйнштейна, связывающему массу с энергией, можно легко определить, что при этом должна выделиться огромная энергия! Причем произойдет это за ничтожно малое время. Если, конечно, цепная реакция станет неуправляемой и пройдет до конца…

На прогулке после конференции Э. Ферми (справа) со своим учеником Б. Понтекорво. (Базель, 1949 г.)

Огромные физические и технические возможности, скрытые в процессе деления урана, одним из первых оценил Энрико Ферми , в те далекие тридцатые годы нашего столетия еще очень молодой, но уже признанный глава итальянской школы физиков. Задолго до второй мировой войны он с группой талантливых сотрудников исследовал поведение различных веществ при нейтронном облучении и определил, что эффективность процесса деления урана можно значительно повысить… замедлив движение нейтронов. Как это ни странно на первый взгляд, при уменьшении скорости нейтронов увеличивается вероятность их захвата ядрами урана. Эффективными «замедлителями» нейтронов служат вполне доступные вещества: парафин, углерод, вода…

Переехав в США, Ферми продолжал быть мозгом и сердцем проводимых там ядерных исследований. Два дарования, обычно исключающие друг друга, сочетались в Ферми: выдающегося теоретика и блестящего экспериментатора. «Пройдет еще очень много времени, прежде чем мы сможем увидеть равного ему человека»,- писал крупный ученый У. Зинн после безвременной кончины Ферми от злокачественной опухоли в 1954 году в возрасте 53 лет.

Коллектив ученых, сплотившихся вокруг Ферми в годы второй мировой войны, решил на основе цепной реакции деления урана создать оружие невиданной разрушительной силы - атомную бомбу . Ученые спешили: вдруг нацистская Германия сумеет раньше всех изготовить новое оружие и использует его в своем бесчеловечном стремлении к порабощению других народов?

Строительство в нашей стране атомного реактора

Ученым удалось уже в 1942 году собрать и запустить на территории стадиона Чикагского университета первый атомный реактор . Стержни из урана в реакторе перемежались угольными «кирпичами» - замедлителями, а если цепная реакция все же становилась слишком бурной, ее можно было быстро остановить, введя в реактор пластины из кадмия, разъединявшие урановые стержни и полностью поглощавшие нейтроны.

Исследователи очень гордились придуманными ими простыми приспособлениями к реактору, которые сейчас вызывают у нас улыбку. Один из сотрудников Ферми в Чикаго, известный физик Г. Андерсон вспоминает, что кадмиевую жесть прибивали к деревянному бруску, который при необходимости мгновенно опускался в котел под действием собственной тяжести, что послужило поводом дать ему название «миг». Г. Андерсон пишет: «Перед запуском котла этот стержень следовало вытянуть наверх и закрепить веревкой. При аварии веревку можно было бы перерезать и «миг» занял бы свое место внутри котла».

На атомном реакторе была получена управляемая цепная реакция, проверены теоретические расчеты и предсказания. В реакторе шла цепь химических превращений, в результате которых накапливался новый химический элемент - плутоний. Его, как и уран, можно использовать для создания атомной бомбы.

Ученые определили, что существует «критическая масса» урана или плутония. Если атомного вещества достаточно много, цепная реакция приводит к взрыву, если мало, меньше «критической массы», то происходит просто выделение тепла.

Строительство атомной электростанции

В атомной бомбе простейшей конструкции уложены рядом два куска урана или плутония, причем масса каждого немного не «дотягивает» до критической. В нужный момент запал из обычного взрывчатого вещества соединяет куски, масса атомного горючего превышает критическое значение - и выделение разрушительной энергии чудовищной силы происходит мгновенно…

Ослепительное световое излучение, ударная волна, сметающая все на своем пути, и проникающее радиоактивное излучение обрушились на жителей двух японских городов - Хиросимы и Нагасаки - после взрыва американских атомных бомб в 1945 году, поселив с тех пор в сердцах людей тревогу перед страшными последствиями применения атомного оружия.

Под объединяющим научным началом И. В. Курчатова советские физики разработали атомное оружие.

Но руководитель этих работ не переставал думать и о мирном использовании атомной энергии. Ведь атомный реактор приходится интенсивно охлаждать, почему же это тепло не «отдать» паровой или газовой турбине, не применить для обогрева домов?

Через атомный реактор пропустили трубки с жидким легкоплавким металлом. Разогретый металл поступал в теплообменник, где передавал свое тепло воде. Вода превращалась в перегретый пар, начинала работать турбина. Реактор окружили защитной оболочкой из бетона с металлическим наполнителем: радиоактивное излучение не должно вырываться наружу.

Атомный реактор превратился в атомную электростанцию, несущую людям спокойный свет, уютное тепло, желанный мир…

Первый Ядерный реактор построен в декабре 1942 в США под руководством Э. Ферми . В Европе первый Ядерный реактор пущен в декабре 1946 в Москве под руководством И. В. Курчатова . К 1978 в мире работало уже около тысячи Ядерный реактор различных типов. Составными частями любого Ядерный реактор являются: активная зона с ядерным топливом , обычно окруженная отражателем нейтронов, теплоноситель , система регулирования цепной реакции, радиационная защита, система дистанционного управления (рис. 1 ). Основной характеристикой Ядерный реактор является его мощность. Мощность в 1 Мв соответствует цепной реакции, в которой происходит 3·10 16 актов деления в 1 сек.
Устройство энергетических ядерных реакторов.

Энергетический ядерный реактор - это устройство в котором осуществляется управляемая цепная реакция деления ядер тяжелых элементов, а выделяющаяся при этом тепловая энергия отводится теплоносителем. Главным элементом ядерного реактора является активная зона. В нем размещается ядерное топливо и осуществляется цепная реакция деления. Активная зона представляет собой совокупность определенным образом размещенных тепловыделяющих элементов, содержащих ядерное топливо. В реакторах на тепловых нейтронах используется замедлитель. 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.

Схема гомогенного реактора: 1-корпус реактора, 2-активная зона, 3 компенсатор объема, 4-теплообменник, 5-выход пара, 6-вход питательной воды, 7-циркуляционный насос

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.

В активной зоне Ядерный реактор находится ядерное топливо, протекает цепная реакция ядерного деления и выделяется энергия. Состояние Ядерный реактор характеризуется эффективным коэффициентом Кэф размножения нейтронов или реактивностью r:

R = (К ¥ - 1)/К эф. (1)

Если К эф > 1, то цепная реакция нарастает во времени, Ядерный реактор находится в надкритичном состоянии и его реактивность r > 0; если К эф < 1 , то реакция затухает, реактор - подкритичен, r < 0; при К ¥ = 1, r = 0 реактор находится в критическом состоянии, идёт стационарный процесс и число делений постоянно во времени. Для инициирования цепной реакции при пуске Ядерный реактор в активную зону обычно вносят источник нейтронов (смесь Ra и Be, 252 Cf и др.), хотя это и не обязательно, т. к. спонтанное деление ядер урана и космические лучи дают достаточное число начальных нейтронов для развития цепной реакции при К эф > 1.

В качестве делящегося вещества в большинстве Ядерный реактор применяют 235 U. Если активная зона, кроме ядерного топлива (природный или обогащенный уран), содержит замедлитель нейтронов (графит, вода и другие вещества, содержащие лёгкие ядра, см. Замедление нейтронов ), то основная часть делений происходит под действием тепловых нейтронов (тепловой реактор ). В Ядерный реактор на тепловых нейтронах может быть использован природный уран, не обогащенный 235 U (такими были первые Ядерный реактор). Если замедлителя в активной зоне нет, то основная часть делений вызывается быстрыми нейтронами с энергией x n > 10 кэв (быстрый реактор ). Возможны также реакторы на промежуточных нейтронах с энергией 1-1000 эв.

Условие критичности Ядерный реактор имеет вид:

К эф = К ¥ × Р = 1 , (1)

Где 1 - Р - вероятность выхода (утечки) нейтронов из активной зоны Ядерный реактор, К ¥ - коэффициент размножения нейтронов в активной зоне бесконечно больших размеров, определяемый для тепловых Ядерный реактор так называемой «формулой 4 сомножителей»:

К ¥ = neju. (2)

Здесь n - среднее число вторичных (быстрых) нейтронов, возникающих при делении ядра 235 U тепловыми нейтронами, e - коэффициент размножения на быстрых нейтронах (увеличение числа нейтронов за счёт деления ядер, главным образом ядер 238 U, быстрыми нейтронами); j - вероятность того, что нейтрон не захватится ядром 238 U в процессе замедления, u - вероятность того, что тепловой нейтрон вызовет деление. Часто пользуются величиной h = n/(l + a), где a - отношение сечения радиационного захвата s р к сечению деления s д.

Условие (1) определяет размеры Ядерный реактор Например, для Ядерный реактор из естественного урана и графита n = 2,4. e » 1,03, eju » 0,44, откуда К ¥ =1,08. Это означает, что для К ¥ > 1 необходимо Р<0,93, что соответствует (как показывает теория Ядерный реактор) размерам активной зоны Ядерный реактор ~ 5-10 м. Объём современного энергетического Ядерный реактор достигает сотен м 3 и определяется главным образом возможностями теплосъёма, а не условиями критичности. Объём активной зоны Ядерный реактор в критическом состоянии называется критическим объёмом Ядерный реактор, а масса делящегося вещества - критической массой. Наименьшей критической массой обладают Ядерный реактор с топливом в виде растворов солей чистых делящихся изотопов в воде и с водяным отражателем нейтронов. Для 235 U эта масса равна 0,8 кг , для 239 Pu - 0,5 кг . Наименьшей критической массой обладает 251 Cf (теоретически 10 г). Критические параметры графитового Ядерный реактор с естественным ураном: масса урана 45 т , объём графита 450 м 3 . Для уменьшения утечки нейтронов активной зоне придают сферическую или близкую к сферической форму, например цилиндр с высотой порядка диаметра или куб (наименьшее отношение поверхности к объёму).

Величина n известна для тепловых нейтронов с точностью 0,3% (табл. 1). При увеличении энергии x n нейтрона, вызвавшего деление, n растет по закону: n = n t + 0,15x n (x n в Мэв ), где n t соответствует делению тепловыми нейтронами.

Табл. 1. - Величины n и h) для тепловых нейтронов (по данным на 1977)

Величина (e-1) обычно составляет лишь несколько %, тем не менее роль размножения на быстрых нейтронах существенна, поскольку для больших Ядерный реактор (К ¥ - 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).

Максимально возможное значение J достигается в Ядерный реактор, который содержит только делящиеся ядра. Энергетические Ядерный реактор используют слабо обогащенный уран (концентрация 235 U ~ 3-5%), и ядра 238 U поглощают заметную часть нейтронов. Так, для естественной смеси изотопов урана максимальное значение nJ = 1,32. Поглощение нейтронов в замедлителе и конструкционных материалах обычно не превосходит 5-20% от поглощения всеми изотопами ядерного топлива. Из замедлителей наименьшим поглощением нейтронов обладает тяжёлая вода, из конструкционных материалов - Al и Zr.

Вероятность резонансного захвата нейтронов ядрами 238 U в процессе замедления (1-j) существенно снижается в гетерогенных Ядерный реактор Уменьшение (1 - j) связано с тем, что число нейтронов с энергией, близкой к резонансной, резко уменьшается внутри блока топлива и в резонансном поглощении участвует только внешний слой блока. Гетерогенная структура Ядерный реактор позволяет осуществить цепной процесс на естественном уране. Она уменьшает величину О, однако этот проигрыш в реактивности существенно меньше, чем выигрыш из-за уменьшения резонансного поглощения.

Для расчёта тепловых Ядерный реактор необходимо определить спектр тепловых нейтронов. Если поглощение нейтронов очень слабое и нейтрон успевает много раз столкнуться с ядрами замедлителя до поглощения, то между замедляющей средой и нейтронным газом устанавливается термодинамическое равновесие (термализация нейтронов), и спектр тепловых нейтронов описывается Максвелла распределением . В действительности поглощение нейтронов в активной зоне Ядерный реактор достаточно велико. Это приводит к отклонению от распределения Максвелла - средняя энергия нейтронов больше средней энергии молекул среды. На процесс термализации влияют движения ядер, химические связи атомов и др.

Выгорание и воспроизводство ядерного топлива. В процессе работы Ядерный реактор происходит изменение состава топлива, связанное с накоплением в нём осколков деления (см. Ядра атомного деление ) и с образованием трансурановых элементов , главным образом изотопов Pu. Влияние осколков деления на реактивность Ядерный реактор называется отравлением (для радиоактивных осколков) и зашлаковыванием (для стабильных). Отравление обусловлено главным образом 135 Xe который обладает наибольшим сечением поглощения нейтронов (2,6·10 6 барн ). Период его полураспада T 1/2 = 9,2 ч, выход при делении составляет 6-7%. Основная часть 135 Xe образуется в результате распада 135 ](Тц = 6,8 ч ). При отравлении Кэф изменяется на 1-3%. Большое сечение поглощения 135 Xe и наличие промежуточного изотопа 135 I приводят к двум важным явлениям: 1) к увеличению концентрации 135 Xe и, следовательно, к уменьшению реактивности Ядерный реактор после его остановки или снижения мощности («йодная яма»). Это вынуждает иметь дополнительный запас реактивности в органах регулирования либо делает невозможным кратковременные остановки и колебания мощности. Глубина и продолжительность йодной ямы зависят от потока нейтронов Ф: при Ф = 5·10 13 нейтрон/см 2 × сек продолжительность йодной ямы ~ 30 ч , а глубина в 2 раза превосходит стационарное изменение К эф , вызванное отравлением 135 Xe. 2) Из-за отравления могут происходить пространственно-временные колебания нейтронного потока Ф, а значит - и мощности Ядерный реактор Эти колебания возникают при Ф> 10 13 нейтронов/см 2 × сек и больших размерах Ядерный реактор Периоды колебаний ~ 10 ч.

Число различных стабильных осколков, возникающих при делении ядер, велико. Различают осколки с большими и малыми сечениями поглощения по сравнению с сечением поглощения делящегося изотопа. Концентрация первых достигает насыщения в течение нескольких первых суток работы Ядерный реактор (главным образом 149 Sm, изменяющий К эф на 1%). Концентрация вторых и вносимая ими отрицательная реактивность возрастают линейно во времени.

Образование трансурановых элементов в Ядерный реактор происходит по схемам:

Здесь з означает захват нейтрона, число под стрелкой - период полураспада.

Накопление 239 Pu (ядерного горючего) в начале работы Ядерный реактор происходит линейно во времени, причём тем быстрее (при фиксированном выгорании 235 U), чем меньше обогащение урана. Затем концентрация 239 Pu стремится к постоянной величине, которая не зависит от степени обогащения, а определяется отношением сечений захвата нейтронов 238 U и 239 Pu. Характерное время установления равновесной концентрации 239 Pu ~ 3/ Ф лет (Ф в ед. 10 13 нейтронов/см 2 ×сек). Изотопы 240 Pu, 241 Pu достигают равновесной концентрации только при повторном сжигании горючего в Ядерный реактор после регенерации ядерного топлива.

Выгорание ядерного топлива характеризуют суммарной энергией, выделившейся в Ядерный реактор на 1 т топлива. Для Ядерный реактор, работающих на естественном уране, максимальное выгорание ~ 10 Гвт ×сут/т (тяжело-водные Ядерный реактор). В Ядерный реактор со слабо обогащенным ураном (2-3% 235 U ) достигается выгорание ~ 20-30 Гвт-сут/т. В Ядерный реактор на быстрых нейтронах - до 100 Гвт-сут/т. Выгорание 1 Гвт-сут/т соответствует сгоранию 0,1% ядерного топлива.

При выгорании ядерного топлива реактивность Ядерный реактор уменьшается (в Ядерный реактор на естественном уране при малых выгораниях происходит некоторый рост реактивности). Замена выгоревшего топлива может производиться сразу из всей активной зоны или постепенно по ТВЭЛ"ам так, чтобы в активной зоне находились ТВЭЛ"ы всех возрастов - режим непрерывной перегрузки (возможны промежуточные варианты). В первом случае Ядерный реактор со свежим топливом имеет избыточную реактивность, которую необходимо компенсировать. Во втором случае такая компенсация нужна только при первоначально с запуске, до выхода в режим непрерывной перегрузки. Непрерывная перегрузка позволяет увеличить глубину выгорания, поскольку реактивность Ядерный реактор определяется средними концентрациями делящихся нуклидов (выгружаются ТВЭЛ"ы с минимальной концентрацией делящихся нуклидов). В табл. 2 приведён состав извлекаемого ядерного топлива (в кг ) в водо-водяном реакторе мощностью 3 Гвт. Выгружается одновременно вся активная зона после работы Ядерный реактор в течение 3 лет и «выдержки» 3 лет (Ф = 3×10 13 нейтрон/см 2 ×сек). Начальный состав: 238 U - 77350, 235 U - 2630, 234 U - 20.

Табл. 2. - Состав выгружаемого топлива, кг

В США, на расстоянии 30 км от Чикаго, юго-западнее мегаполиса, находится заповедник Палос. Прежде всего, он известен двумя объектами, которые располагаются в Red Gate Woods. Первый – Site A.

Это участок земли размером в 19 акров, на территории которого покоятся останки самого первого в истории человечества ядерного реактора. Второй – Plot M. Это свалка размером 1 800 квадратных метров, где сконцентрированы все отходы реактора.

Chicago Pile-1 или CP-1 – так легендарные ученые-физики Лео Сцилардо и Энрико Ферми назвали свое детище, первый в мире ядерный реактор. Его построили под грифом «Совершенно секретно» поздней осенью 1 942 года по проекту реализации первой в мире атомной бомбы на территории Чикагского университета. Этот эксперимент не увенчался успехом и бомба не взорвалась. Но благодаря огромным усилиям, приложенным к созданию бомбы, человечество вошло в новый век – век ядерного оружия.

Оболочка ядерного реактора состояла из массы черных кирпичей и брусьев из дерева. В нее были помещены:
графит – использовался с целью замедления нейтронов. Всего в реактор поместили триста шестьдесят тонн графита;
металлический уран – 5 400 кг;
окись урана – 45 000 кг.
У реактора не было абсолютно никакой защиты. Ученые рассчитывали, что он будет работать на небольшой мощности. Отсутствовала также и любая система охлаждения.
Вскоре после своего создания, реактор демонтировали и перенесли за пределы города – в заповедник Палос. Когда его собрали заново, он получил новое имя – Chicago Pile-2 или просто CP-2.

У CP-2 мощность была больше предшественника, несколько киловатт, для него построили радиационный щит. Через какое-то время к CP-2 добавили еще 1 реактор (CP-3). Эти два реактора проработали целых десять лет, а затем, в 1954 году, были остановлены.
Для захоронения ядерных реакторов вырыли огромную дыру. Направленный взрыв помог отправить CP-2 и CP-3 в небытие в недра земли. Все постройки, возведенные для обслуживания реакторов, были разрушены и также погребены. Место захоронения засыпали щебенью и землей, и благоустроили.

Сегодня место погребения можно отыскать по гранитным блокам. На первом начертано Site A, на втором – Plot M.