Реактор на теплових нейтронах

На відміну від ядерної бомби в реакторі здійснюється керована ланцюгова реакція поділу, при цьому коефіцієнт розмноження нейтронів автоматично підтримується рівним одиниці (з невеликими відхиленнями, що не перевищують зазвичай 0,5% при зміні режимів роботи).

Принципова схема гетерогенного реактора на теплових нейтронах приведена на малюнку. «Серцем» реактора є так звана активна зона 1, що складається з тепловиділяючих елементів (ТВЕЛів) 2. Зазвичай це порожнисті стрижні з цирконію або легованої сталі, всередині яких вміщено ядерне паливо – композиції з карбіду урану, що містить як природний, так і збагачений уран. У збагаченому урані вміст ізотопу 235U вже не 0,7%, а, наприклад, 15% або вище. Збагачення природного урану здійснюється шляхом поділу ізотопів. Ізотоп 235U, який додають до природного урану, може бути замінений 233U або 239Pb, так як їх властивості щодо розподілу дуже схожі.

Простір між ТВЕЛами, розташованими у вузлах правильної решітки (зазвичай шестигранною), заповнене сповільнювачем 3. Це може бути хімічно чистий графіт, берилій, важка вода, звичайна вода.

Поверхня ТВЕЛів омивається потоком теплоносія 4 – діоксидом вуглецю, водою або рідкими металами. У назві реакторів часто вказується, на основі якого сповільнювач організована ланцюгова реакція. Наприклад, уран-графітовий реактор (паливо – уран, сповільнювач – графіт), водо-водяний реактор (сповільнювач – вода, теплоносій – вода).

Наявність сповільнювач – «родова ознака» реактора на теплових нейтронах. Основне завдання матеріалу, з якого виготовлений сповільнювач, гальмувати швидкі нейтрони, що виникають в процес розподілу 235U. Після того як в результаті багаторазових зіткнень з ядрами сповільнювача нейтрон стане тепловим, ймовірність його поглинання ядром урану 235U, з наступним розподілом останнього, зростає в 60 разів! В як сповільнювач природно використовувати легкі ядра (1H, 2H, 12C), тому що чим менше маса ядра-мішені, тим більший імпульс може передати йому нейтрон, а отже, тим інтенсивніше він буде гальмуватися.

Всі матеріали, що застосовуються в реакторах, відрізняються високою хімічною чистотою. Наявність навіть мікроскопічних домішок елементів, легко захоплюючих нейтрони, призводить до суттєвого зменшення коефіцієнта розмноження і може взагалі зробити ланцюгову реакцію неможливою. Так як ядерне паливо в сповільнювачі розташоване дискретно (неоднорідна композиція), то такий реактор називається гетерогенним, на відміну від гомогенних реакторів, в яких паливо і сповільнювач представляють собою однорідну суміш. Оптимальний підбір розмірів блоків сповільнювач і ТВЕЛів в гетерогенному реакторі дозволяє провести ланцюгову реакцію навіть на природному урані, що неможливо для гомогенного реактора, що потребує дорогому збагаченому урані.

Активна зона реактора з усіх боків оточена товстим шаром відбивача 5 (графіт, берилій і т. П.), Який частково повертає назад в активну зону нейтрони, зменшуючи тим самим критичну масу реактора.

До відбивачу примикає біологічний захист 6, що включає в себе багатошарові композиції легких і важких елементів, що захищають навколишнє середовище від потоків нейтронів і γ-випромінювання, що генеруються реактором. Зазвичай активна зона разом з відбивачем поміщається в сталевий герметичний корпус, що запобігає викид радіоактивних елементів в навколишнє середовище.

Найважливішою складовою частиною реактора є системи управління і захисту (Сузи). Вони являють собою набір стрижнів, виготовлених з матеріалів, сильно поглинаючих нейтрони (кадмій, карбід бору і ін.), І електроприводів до них. При вилученні такого регулюючого стрижня 7 з активної зони нейтронний потік в його околиці зростає, а коефіцієнт розмноження збільшується. Змінюючи положення регулюючих стрижнів, можна управляти розподілом теплових нейтронів по активній зоні, запускати і зупиняти реактор. На випадок аварійної ситуації передбачені додаткові аварійні стрижні 8, введення яких в активну зону негайно припиняє реакцію. Теплоносій, нагрітий теплом, що виділяється при розподілі урану, прокачується насосами через активну зону і, віддавши тепло через теплообмінник другого контуру, повертається назад в активну зону. У другому (часто в третьому, четвертому) контурі встановлюється парова турбіна, яка крутить вал електрогенератора.

В процесі експлуатації реактора хімічний склад активної зони змінюється за рахунок отруєння осколками поділу, серед яких присутні майже всі елементи таблиці Менделєєва. Найбільш шкідливі з них – ізотопи ксенону 135Xe і самарію 149Sm – з великою ймовірністю захоплюють нейтрони. Для компенсації отруєння і зашлакованості реактора регулюючі стрижні з плином часу виводять з активної зони. Таким чином, слід мати «деякий запас за коефіцієнтом розмноження» на початку експлуатації реактора (k> 1,15 ÷ 1,3).

Посилання на основну публікацію