Физика ядерного реактора

     Данная  реакция наиболее специфична для  ядерных реакций. Схематично эту  реакцию можно представить так:

                                      n          

               A^*₁            g_оск

n      A              A⁺¹           g_мгн          b

               u

   n  n                 A^*₂   g_оск 

                        n      b 

                                                            u

     Под действием нейтрона ядро тяжелого элемента делится на две части (осколка), отношение масс которых обычно (для часто используемых элементов) близко к 2:3. Нуклиды, которые делятся нейтронами, относятся к разряду тяжелых нуклидов. Некоторые из них (U²³⁵, Pu²³⁹, Pu²⁴¹) делятся тепловыми нейтронами. Другие нуклиды делятся только быстрыми нейтронами.

     Энергетический  выход реакции деления, например, ядер U²³⁵, Pu²³⁹ составляет E_выдел » 200 МэВ »3,2*10^-11Дж. [6,7]

Образование нейтронов

     Как видно из приведенной схемы, при  реакции деления, кроме новых  ядер-осколков, могут появляться g-кванты, b-частицы распада, нейтроны деления и нейтрино. С точки зрения цепной ядерной реакции, наиболее важным является образование нейтронов. Среднее число появившихся непосредственно в результате реакции деления нейтронов (мгновенные нейтроны) обозначают n. Эта величина зависит от массового числа делящегося ядра А и энергии взаимодействующего с ним нейтрона Е_n. В отдельных актах деления энергия рождающихся нейтронов может принимать значения от 100 эВ до 15 МэВ. Для U²³⁵ среднее значение энергии вылетевших нейтронов деления около 2 МэВ.

     В процессе ядерной реакции могут появляться ядра, которые испускают запаздывающие нейтроны и тем самым способствующие поддержанию цепной реакции.

       В основе цепного процесса всегда лежит экзоэнергетическая реакция, обладающая тем свойством, что возбуждается частицей и порождает вторичные частицы. Если в каждом акте реакции появляется  только одна частица носитель, то цепная реакция называется   неразветвленной. Неразветвленная цепная реакция не может стать самоподдерживающейся. Если в каждом акте реакции или в некоторых звеньях  цепи появляется более одной частицы, то возникает разветвленная цепная реакция, ибо одна их вторичных частиц продолжает начатую цепь, а  другие дают новые цепи, которые снова ветвятся. Правда, с процессом ветвления конкурируют процессы, которые приводят к обрывам цепей. Если число образующихся новых цепей  превосходит число обрывов, цепная реакция  быстро распространяется по всему объему вещества при появлении, хотя бы одной начальной частицы. Состояние, при котором  число новых  цепей равно числу обрывов называется  критическим.[7]

       Деление тяжелого ядра возбуждается  одним нейтроном, а в  результате  деления появляется более одного нейтрона.  Следовательно, реакция  деления может породить самоподдерживающуюся цепную реакцию, носителями которой  будут служить нейтроны.

Те нейтроны, которые образуются в результате распада осколков деления, называются запаздывающими нейтронами. Характеристики запаздывающих нейтронов зависят от природы осколков. [6,7]

     Цепная  реакция деления ядер урана не осуществляется в природном уране, поскольку природный уран на 99,3% состоит из изотопа урана-238 и только на 0,7%из изотопа урана-235. Способность к делению под действием нейтронов, испущенных в процессе деления, обнаруживается только у ядер урана-235. Изотопный состав имеющегося в природе урана приведен в таблице 1.

                                                      Таблица 1

     Из  таблицы видно, что  природный  уран почти одноизотопный  элемент. Из-за малой концентрации   ²³⁵ U  получение цепной реакции непосредственно в металлическом природном уране невозможно. Вместе с тем цепная реакция может быть получена в смесях природного  или слабообогащенного урана с веществами замедлителями нейтронов. При достаточно большом количестве атомов-замедлителей в смеси нейтроны  скорее замедляются до тепловой энергии, чем поглощаются в  ²³⁸ U.  В этом случае  даже при малой концентрации  ²³⁵ U  в смесях с тяжелой водой, бериллием и графитом может быть достигнуто критическое состояние при использовании природного урана. [5]

     Цепная  реакция может развиваться в  том случае, если количество урана  больше некоторого минимального значения-критической  массы.

     Достижение  критического  состояния  представляет наибольший интерес с точки зрения получения контролируемого источника энергии.  В критическом состоянии число  нейтронов не меняется во времени. Следовательно, число актов деления  в единицу времени, а значит, и энерговыделение постоянны.  Абсолютное значение энерговыделения при этом может быть получено  любым с помощью системы управления цепной реакцией.  Введение в размножающую  среду дополнительного количества  делящегося   материала  приводит к избыточному размножению цепей  реакций, т.е.  сопровождается повышением   k.  Напротив,  введение поглотителя  нейтронов увеличивает число обрывов цепей  и снижает  k. Кроме того возможно применение веществ-отражателей  нейтронов, перемещение которых вблизи размножающей среды  уменьшает или увеличивает потери нейтронов  из-за утечки, что также изменяет число обрывов цепей.  Манипуляции указанными элементами  управления позволяют начинать  цепную реакцию, достигать любого уровня мощности, поддерживать стационарный режим в критическом состоянии  и прекращать цепной процесс. Установка с контролируемой цепной реакцией  деления  и представляет собой ядерный реактор.

     Условно можно выделить две концепции  построения ядерных реактора - концепцию  реактора как теплотехнического  аппарата и концепцию реактора как физико-химического аппарата. [1]

     В концепцию реактора как теплотехнического  аппарата положены два принципа:

• освободить ядерный реактор от всех технологических процессов регенерации ядерного горючего  и оставить ему единственную функцию генератора тепловой энергии;
• максимально локализовать в реакторе область, занятую делящимися материалами и продуктами деления.

     Такой подход к строительству реакторов  дал возможность на первом этапе развития ядерной энергетики наиболее быстро создать атомные энергоустановки, поскольку в них удалось свести к минимуму количество принципиально новых элементов конструкции, а вопросы регенерации горючего  по существу были отложены до лучших времен. Эта концепция воплощена во всех современных реакторах. Эта же концепция лежит в основе разрабатываемых жидкометаллических реакторах на быстрых нейтронах, газоохлаждаемых высокотемпературных реакторах и др. [11]

     Недостатком теплотехнической концепции является неполное использование тех потенциальных возможностей, которые заложены в самом феномене деления ядер тяжелых металлов.

     Альтернативой является концепция реактора как физико-химического аппарата. В реакторах этого типа осуществляется непрерывное управление ядерно-физическими, химическими и теплотехническими процессами, протекающими в топливе, а также непрерывная корректировка физико-химических свойств ядерного топлива.  Решение этой задачи в принципе позволяет максимально использовать возможности, заложенные в физической природе деления ядер. Отличительной особенностью реакторов физико-химической концепции является объединение с той или иной степенью полноты в одном аппарате собственно ядерного реактора и системы регенерации горючего. К реакторам этого типа относятся газофазные реакторы, гомогенные реакторы на водных растворах или суспензиях урана, реакторы с жидкометаллическим топливом и жидкосолевые реакторы. [1]

     Ядерная энергетика на первом этапе развития  должна базироваться  на реакторах теплофизической концепции и в первую очередь на простейшем из них - легководном, так как перед реакторами теплофизической концепции ставиться только одна задача - преобразование  энергии деления ядер в  тепловую, и поэтому создание таких реакторов  связано с освоением сравнительно меньшего числа принципиально новых элементов конструкции. Кроме того на первом этапе развития ядреной   энергетики проблема  исчерпания ресурсов ядерного топлива еще остро не стоит. Поэтому оказалось экономически целесообразным  строить ядерные реакторы с неоптимальным использованием нейтронов деления. На  этом этапе  даже полный отказ от переработки и регенерации топлива  не лимитирует развитие ядерной энергетики.

     Однако  такая ситуация не может продолжаться неограниченно долго. Оценка промышленных запасов урана и сопоставление  их  с предполагаемыми  темпами развития ядерной энергетики приводят к выводу, что  через 20-30 лет ресурсы дешевого урана будут близки к исчерпанию. Поэтому проблема переработки ядерного топлива к этому времени должна быть решена. Решение этой проблемы на основе регенерации твердотопливных урановых стержней связано с рядом новых дополнительных трудностей. Одна из них транспортирование  облученных элементов на радиотехнические предприятия. [11]

     Ядерный реактор является частью атомной электростанции 

1.1. Строение ядерного реактора

1. Активная зона. В ней находятся:

• ядерное топливо – обогащенный уран-235;
• замедлитель нейтронов (вода).

2. Для  управления реакцией служат  регулирующие стержни.

3. Теплообменник.

4. Активная  зона окружена отражателем из бериллия и защитной оболочкой из бетона. [10]

1. Основные  элементы реактора

1.1.2. Конструктивные особенности построения ядерных реакторов

     Ядерные реакторы состоят их пяти основных элементов: делящегося вещества, замедлителя  быстрых нейтронов, системы охлаждения, систем безопасности и регулирования. Та часть реактора, которая содержит делящийся материал и, собственно в  которой протекает  цепная самоподдерживающаяся реакция деления, называется активной   зоной реактора. [1]