Физика ядерного реактора

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

Если  замедлитель  и уран составляют равномерную  смесь, например, раствор соли урана в воде, реактор называется гомогенным.  Если уран  размещен в замедлители в виде обособленных блоков, то реактор называется гетерогенным.

      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.

        
 
 
 
 
 

Рис.1. Схема  гомогенного реактора.

      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 дожигания. 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.

Рис.2. Схема  гетерогенного реактора.

      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, легководяные, тяжеловодные и органические. По виду теплоносителя гетерогенные реакторы бывают легководяные, 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. 

     Для удобства обращения  с ураном и  отвода из реактора тепла  урановые блоки обычно делают в виде цилиндрических стержней  или сборок стержней, или  же  в виде пластин (кассет), расположенных по объему замедлителя  в определенном порядке.  Упорядоченная  система урановых стержней  образует решетку активной зоны  гетерогенного реактора.  Основными параметрами  решетки  являются:

• расстояние между осями стержней ( шаг решетки);
• диаметр уранового стержня.

     Эти  величины  определяют  соотношение  объемов урана и замедлителя в активной зоне  и в конечном  счете  количество вещества активной зоны.  Чаще всего оси урановых стержней располагаются либо в углах квадратов и тогда решетка называется  квадратной, либо в углах правильных треугольников,  тогда решетка называется треугольной или  гексогональной.  Урановый стержень  или сборка стержней  вмести с прилегающим к ним замедлителем  составляют элементарную ячейку активной зоны. Нейтронный или тепловой баланс  одной ячейки  является балансом всей активной зоны.

     Центральная часть ячейки, свободная от замедлителя , называется  технологическим каналом. По оси технологического канала располагается урановый стержень или  сборка стержней.  В объеме  урана выделяется более  90% всей энергии деления  b-частиц и  около половины энергии  g-квантов.  Поэтому урановые стержни называют тепловыделяющими элементами или твэлами. Для отвода тепла вдоль поверхности твэла направляется поток вещества  - теплоносителя , жидкости или газа.  Если теплоноситель должен быть отделен от замедлителя, он  направляется по специальной трубе. Этой трубы может и не быть если замедлитель и теплоноситель одно и тоже  вещество или если допускается поступление теплоносителя в замедлитель.  Тепловыделяющий элемент, как правило имеет оболочку, предотвращающую  химическое взаимодействие вещества  уранового блока с теплоносителем, его эрозию в  потоке теплоносителя, а также поступление в теплоноситель продуктов деления. В случае попадания продуктов деления в теплоноситель его радиоактивность в значительной степени возрастает, что является нежелательным.  Материалы труб, оболочек твэлов, а также возможных других конструктивных элементов называют конструкционными материалами активной зоны реактора.

     Ядерные реакторы на тепловых нейтронах характеризуются  крайне неэффективным использованием природного урана. Реакторы на тепловых нейтронах «сжигают» около 1,5 % природного урана-235. В процессе деления 1 кг урана выделяется 79*10 ¹² Дж энергии. Поэтому реакторы на тепловых нейтронах позволяют с каждой тонны природного урана получить 118,4*10¹² Дж энергии, что эквивалентно примерно 11,2×10⁷ кВт*ч электроэнергии. Следовательно, ядерная энергетика с реакторами на тепловых нейтронах на топливе со стоимостью извлечения до 80$/кг в принципе не может служить крупномасштабным источником энергии. Выход из этого положения можно найти в использовании АЭС с реакторами-размножителями (реакторами на быстрых нейтронах). С их внедрением эффективность использования природного урана может достигнуть 30-40%. Очевидно, что в этом случае, не повышая стоимость производства энергии, можно будет разрабатывать месторождения урана со стоимостью извлечения, существенно превышающей 80$/кг. При использовании реакторов-размножителей экономически выгодно разрабатывать месторождения бедных урановых руд, содержащих всего лишь 0,06% природного урана и не имеющих практического значения. На сегодняшний день стоимость извлечения из них 1кг урана составляет около 295 $. Возможно, выгодно использовать уран, содержащийся в морской воде и в кристаллических породах.

     В результате приближенного подсчета выясняется, что в настоящее время  энергетические потребности в мире в целом распределяются следующим  образом: 25% - на производство электроэнергии, 25% - на отопление жилых домов и других зданий, 25% - на промышленные цели и 25% - на транспорт. Ядерная энергия применяется в основном для производства электроэнергии на АЭС. Следовательно, если все электростанции перевести на ядерное топливо, то потребление органического топлива уменьшится не более чем на 25%. Технические возможности ядерной энергетики позволяют использовать ее и для отопления, и в промышленности. Здесь имеется в виду новая сфера применения ядерных реакторов - теплофикация городов, создание атомных электротеплоцентралей (АТЭЦ) и атомных станций теплоснабжения (АСТ).

     Реактор набирается из «элементарных ячеек», коэффициент размножения которых (в предположении, что нет вылета нейтронов из элементарной ячейки) равен 1. Поэтому, не нарушая «критичности», можно расположить рядом бесконечное число подобных ячеек, а на периферии поместить ячейки с коэффициентом размножения k>1 так, чтобы компенсировать вылет нейтронов вовне, поэтому с физической точки зрения максимальные размеры реактора не ограничены.

     В настоящее время работают пять основных типов энергетических реакторов: водо-водяные реакторы с водой под давлением (Pressurised Water Reactor, PWR), водо-водяные кипящие реакторы (Boiling Water Reactor, BWR), разработанные в США и наиболее распространенные в настоящее время; реакторы с газовым охлаждением, разработанные и применяющиеся в Великобритании и Франции; реакторы с тяжелой водой, широко распространенные в Канаде; водо-графитовые канальные реакторы, которые эксплуатируются только в России и странах СНГ. Кроме реакторов этих пяти типов, в Европе и России имеются также несколько реакторов-размножителей на  быстрых нейтронах, которые представляют собой ядерные реакторы следующего поколения. 

     В реакторах на тепловых нейтронах, как  правило, в качестве замедлителя  используют: 

     воду (Н₂О) - реакторы типа ВВЭР (Россия), PWR (США),

     графит - реакторы типа РБМК (Россия),

     тяжелую воду (D₂O) - реакторы типа CANDU (Канада).

     Выбор типа носителя определяется доступностью, технологической разработанностью получения материала замедлителя в достаточном количестве, возможностью обогащения ядерного топлива до необходимого коэффициента обогащения и, в конечном счете, экономическими соображениями. При этом следует иметь в виду, что, так называемый, коэффициент замедления  К₃ для этих материалов составляют: 80, 170 и 20000 соответственно. Следует заметить, что практически для всех стран более доступными замедлителями являются легкая вода и графит, иногда тяжелая вода. Отметим также, что в 1 кг морской воды содержится  всего 0,185 г тяжелой воды, а для реакторов нужны тонны тяжелой воды.

     Таким образом, во всем мире практически эксплуатируются  одни и те же типы ядерных реакторов  на медленных нейтронах, и между  ними нет принципиальных различий.

1.2. Принцип действия ядерного реактора

1. В  активной зоне происходит управляемая  ядерная реакция, в результате которой выделяется энергия.

2. Энергия  передается воде.

3. Горячая  вода поступает в теплообменник, где нагревает воду

4. Воду  превращает  в пар.

5. Вода остывает и возвращается в активную зону.

Это первый замкнутый  контур.

6. Пар вращает турбину (отдает ей свою энергию) и конденсируется.

7. Насос перекачивает воду в теплообменник.

Это второй замкнутый  контур.

1.2.1. Первые ядерные реакторы

     Впервые цепная ядерная реакция деления  ядер урана была осуществлена в США  коллективом ученых под руководством Энрико Ферми в декабре 1942 году.

 1946 г. Под руководством И.В.Курчатова был создан первый ядерный реактор в СССР.

1954 г. В СССР была введена в действие первая в мире атомная станция. 

1.2.2. Применение ядерной энергии

1. Космические корабли.

2. Атомные ледоколы.

3. Атомные подводные  лодки.

  Ядерное оружие. Неуправляемая цепная реакция с большим коэффициентом размножения осуществляется в атомной бомбе. Атомные бомбы были применимы США в конце второй мировой войны против Японии.

1.3. Концепция безопасности АЭС в аварийных условиях

     Безопасность  АЭС в аварийных условиях основана на принципе, который можно охарактеризовать как создание "глубокой обороны". Отличительные особенности этого  принципа сводятся к следующему:

• включение в проект АЭС ряда независимых друг от друга барьеров на пути от топлива до окружающей среды ;
• создание системы аварийной зашиты, т.е. первичных средств безопасности, для предотвращения неблагоприятных последствии возникающей неисправности;
• создание системы послеаварийной защиты, т.е. вторичных средств безопасности, направленных на смягчение последствий возможных аварий.

     Для легководяных реакторов - отечественных водо-водяных энергетических реакторов типа ВВЭР и американских типа PWR - предусмотрены следующие защитные барьеры.

     Первым  барьером является само ядерное топливо. Оно изготавливается в виде брикетов, для которых материал матрицы подобран так, что он удерживает в себе большую часть продуктов деления.

     Второй  барьер - герметичные оболочки твэлов (твэл - элемент, представляющий собой стержень из большого количества брикетов-таблеток топлива UO₂) . Эти оболочки способны длительное время противостоять давлению газообразных продуктов деления, постепенно накапливающихся в облучаемом топливе.