Ядерный реактор

                               Ядерный реактор

    ЯДЕРНЫЙ  РЕАКТОР,  УСТРОЙСТВО,  В  КОТОРОМ  ОСУЩЕСТВЛяЕТСя  УПРАВЛяЕМАя
яДЕРНАя ЦЕПНАя РЕАКЦИя, СОПРОВОЖДАЮЩАяСя ВЫДЕЛЕНИЕМ ЭНЕРГИИ. 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 П.  В.
КУРчАТОВА. СОСТАВНЫМИ чАСТяМИ ЛЮБОГО яДЕРНОГО  РЕАКТОРА  яВЛяЮТСя:  АКТИВНАя
ЛОНА  С  яДЕРНЫМ  ТОПЛИВОМ,   ОБЫчНО   ОКРУЖёННАя   ОТРАЖАТЕЛЕМ   НЕЙТРОНОВ,
ТЕПЛОНОСИТЕЛЬ,  СИСТЕМА  РЕГУЛИРОВАНИя  ЦЕПНОЙ  РЕАКЦИИ,   РАДИАН,   ЗАЩИТА,
СИСТЕМА  ДИСТАНЦИОННОГО  УПРАВЛЕНИя.   ОСНОВНОЙ   ХАРАКТЕРИСТИКОЙ   яДЕРНОГО
РЕАКТОРА яВЛяЕТСя ЕГО  МОЩНОСТЬ.  МОЩНОСТЬ  В  1  МВТ  СООТВЕТСТВУЕТ  ЦЕПНОЙ
РЕАКЦИИ, В КОТОРОЙ ПРОИСХОДИТ 3*1016 АКТОВ ДЕЛЕНИя В 1 СЕК.
    В активной зоне ядерного реактора находится ядерное топливо,  протекает
цепная реакция ядерного деления и  выделяется  энергия.  Состояние  ядерного
реактора   характеризуется   эффективным   коэффициентом   Кэф   размножения
нейтронов или реактивностью (:
    ( = (Кэф - 1)/Кэф.
    Если Кэф > 1, то цепная реакция нарастает во времени,  ядерный  реактор
находится в надкритичном состоянии и его реактивность ? > 0; если Кэф   1.
    В качестве делящегося вещества в большинстве Ядерный реактор  применяют
235U. Если активная зона, кроме ядерного топлива (природный или  обогащённый
уран),  содержит  замедлитель  нейтронов  (графит,  вода  и  др.   вещества,
содержащие лёгкие ядра), то основная часть делений происходит под  действием
тепловых нейтронов  (тепловой  реактор).  В  ядерном  реакторе  на  тепловых
нейтронах  может  быть  использован  природный  уран,  не  обогащённый  235U
(такими были первые ядерные реакторы).  Если  замедлителя  в  активной  зоне
нет, то основная часть делении вызывается быстрыми нейтронами с  энергией  ?
> 10  кэв  (быстрый  реактор).  Возможны  также  реакторы  на  промежуточных
нейтронах с энергией 1 - 1000 эв.
    По конструкции ядерные реакторы делятся  на  гетерогенные  реакторы,  в
которых ядерное топливо  распределено  в  активной  зоне  дискретно  в  виде
блоков,  между  которыми  находится  замедлитель  нейтронов;  и  гомогенные,
реакторы, в которых ядерное топливо и  замедлитель  представляют  однородную
смесь (раствор или суспензия).  Блоки  с  ядерным  топливом  в  гетерогенном
ядерном  реакторе,  называются   тепловыделяющими   элементами   (ТВЭЛ'ами),
образуют правильную решётку; объём,  приходящийся  на  один  ТВЭЛ,  называют
ячейкой.   По   характеру   использования   Ядерный   реактор   делятся   на
энергетические реакторы и исследовательские  реакторы.  Часто  один  ядерный
реактор выполняет несколько функций.

    Выгорание и воспроизводство ядерного топлива.


    В  процессе  работы  ядерного  реактора  происходит  изменение  состава
топлива, связанное с накоплением в нём осколков  деления  и  с  образованием
трансурановых элементов,  главным  образом  изотопов  Pu.  Влияние  осколков
деления  на  реактивность  ядерного  реактора  называют   отравлением   (для
радиоактивных  осколков)  и  зашлаковыванием  (для  стабильных).  Отравление
обусловлено главным образом  135Xe,  который  обладает  наибольшим  сечением
поглощения нейтронов (2,6*106 барн). Период его  полураспада  T1/2=  9,2  ч,
выход при делении составляет  6-7%  .  Основная  часть  135Хе  образуется  в
результате распада 135I (T1/2 = 6,8 ч). При отравлении Кэф изменяется на  1-
3% . Большое сечение поглощения 135Xe и наличие промежуточного изотопа  135I
приводят к двум важным явлениям:


                к  увеличению  концентрации  135Хе  и,   следовательно,   к
            уменьшению реактивности ядерного реактора  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*1013   нейтрон/см2*сек
            продолжительность йодной  ямы  ~  30  ч,  а  глубина  в  2  раза
            превосходит стационарное изменение  Кэф,  вызванное  отравлением
            135Хе.


                Из-за   отравления   могут   происходить   пространственно-
            временные колебания нейтронного потока Ф, а значит — и  мощности
            ядерного  реактора.  Эти  колебания  возникают   при   Ф>   1013
            нейтрон/см2*сек и больших размерах  ядерного  реактора.  Периоды
            колебаний ~ 10 ч.

    Выгорание   ядерного   топлива   характеризуют   суммарной    энергией,
выделившейся в ядерном реакторе  на  1  т  топлива.  Для  ядерных  реакторов
работающих на естественном уране,  максимальное  выгорание  ~  10  Гвт*сут/т
(тяжеловодные ядерные реакторы). В ядерных реакторах  со  слабо  обогащённым
ураном (2 - 3% 235U) достигается выгорание  ~  20—30  Гвт*cyт/т.  В  ядерном
реакторе на быстрых нейтронах - до  100  Гвт*сут/т.  Выгорание  1  Гвт*сут/т
соответствует сгоранию 0,1% ядерного топлива.
    Управление  ядерного реактора.
    Для  регулирования ядерного реактора важно,  что  часть  нейтронов  при
делении   вылетает    из    осколков    с   запаздыванием.     Доля    таких
запаздывающих    нейтронов  невелика   (0.68% для 235U, 0,22%   для  239Pu).
Время запаздывания   Тзап от 0,2 до 55 сек. Если (Кэф  -  1)  (   (3/(0,  то
число делений в ядерном реакторе растёт (Кэф > 1) или падает (Кэф