ФІЗИКА

Частина 6 ФІЗИКА АТОМНОГО ЯДРА І ЕЛЕМЕНТАРНИХ ЧАСТИНОК

 

Розділ 17 ФІЗИКА АТОМНОГО ЯДРА

 

17.14. Ядерні реактори

 

Для здійснення керованої ланцюгової ядерної реакції поділу слід підвищити в природному урані процентну концентрацію нукліду 23592U. Пристрій, де відбувається така реакція, називають ядерним реактором. Головною частиною ядерного реактора є активна зона, де скупчується ядерне паливо. В ній відбувається самопідтримувальний ланцюговий процес поділу ядер. Масу і концентрацію активної речовини, а також розміри реактора добирають заздалегідь, залежно від потужності та призначення реактора. Для одержання теплових нейтронів до активної зони вводять сповільнювач. Для цього використовують речовини, що мало поглинають нейтрони і мають легкі ядра. Ефективними сповільнювачами нейтронів є гідроген, дейтерій, берилій і карбон (або вода і важка вода, графіт, куди входять ці елементи). Число нейтронів, які утворюються в активній зоні, пропорційне її об’єму, тоді як число нейтронів, що залишають активну зону, пропорційне її поверхні. Тому у разі малих розмірів реактора число нейтронів, які залишають активну зонуг виявляється настільки великим, що ланцюгова реакція поділу стає неможливою. Об’єм (або маса) реактора, за якого досягається критичний режим реактора, називають критичним об’ємом (або критичною масою). Критичні розміри реактора залежать від геометричної форми та розмірів активної зони. Критичні розміри реактора кубічної форми визначають із співвідношення:

(17.53)

де а — ребро куба; L — середня довжина пробігу нейтрона в середовищі від часу його народження в процесі поділу до захоплення якимось ядром; К — коефіцієнт розмноження нейтронів, який визначається відношенням числа нейтронів цього покоління до числа нейтронів попереднього.

Щоб зменшити втрати нейтронів, що беруть участь у ланцюговій реакції, активну зону реактора оточують відбивачем. Для відбивача застосовують ті самі речовини, що й для сповільнювача нейтронів: графіт, важку воду тощо. Наявність відбивача дає змогу зменшити критичну масу і забезпечити економію ядерного палива.

Ядерний реактор має систему охолодження (тепловідведення), що складається із системи труб, по яких циркулює теплоносій у вигляді газу, води або розплавленого металу. В реакторі передбачено систему регулювання, яка керує швидкістю ланцюгової реакції поділу і, отже, підтримує потужність його на певному рівні. До неї належать прилади для вимірювання нейтронного потоку, регулювальні та аварійні пристрої, виготовлені з матеріалів (кадмій, бор), які сильно поглинають нейтрони, і ряд автоматичних електронно-механічних апаратів. Система регулювання забезпечує стійку й безпечну роботу реактора.

Розглянемо реактор першої у світі атомної електростанції, побудованої в колишньому СРСР. 27 червня 1954 р. вона дала промисловий струм. Схему її атомного реактора зображено на рис. 17.14.

Рис. 17.14

 

Реактор працює на теплових нейтронах із графітовим сповільнювачем. Ядерним паливом є уран З, збагачений 23592U до концентрації 5 %. Активна зона реактора має вигляд графітового циліндра діаметром 1,5 м і заввишки 1,7 м, в якому є 128 вертикальних робочих каналів 2. Усередині кожного каналу є тонкостінна сталева трубка, по якій під тиском 1,01 107 Па циркулює теплоносій (дистильована вода), що охолоджує трубки 4. На трубки надіті втулки з уранового сплаву. Отже, ядерне паливо — уранові стрижні — розміщене окремими блоками в середовищі сповільнювача — графіту. Шар графіту, що оточує активну зону, є відбивачем нейтронів 5.

Загальна завантаженість реактора становить 550 кг збагаченого урану. Це забезпечує роботу електростанції протягом 100 діб. Витрата ядерного палива — 235U — становить 30 г/добу. Корисна потужність електростанції 5 МВт, ККД першої атомної електростанції 16,7%.

В активній зоні є 22 канали для регулювальних стрижнів, виготовлених з карбіду бору, якому властива велика поглинальна здатність нейтронів. Ці стрижні поступово виймаються з активної зони, в міру того, як витрачається уран 1.

Керування роботою реактора автоматичне і відбувається з центрального пульта.

Останнім часом широко використовуються реактори на швидких нейтронах. Прикладом реакторів цього типу є бридерні (відтворювальні) реактори, в яких атомні ядра спалюваного ядерного палива перетворюються в ядра ізотопів, що здатні до реакції поділу. При цьому кількість відтворюваного палива перевищує кількість спалюваного (коефіцієнт відтворення більший за одиницю).

Нехай активну зону реактора заповнено ураном, збагаченим нуклідом 23592U. Сповільнювача в такому реакторі немає, і загальний об’єм реактора невеликий. У результаті поділу ядер 23592U утворюються швидкі нейтрони з енергією 1...2 МеВ. Ці нейтрони захоплюються ядрами 23892U и і перетворюють їх на ядра 23992U, який, зазнавши β--розпаду, перетворюється 23994 Pu за схемами (17.51) і (17.52). Нуклід 23994 Pu за своєю здатністю до поділу не поступається 23592U. Отже, витрати 23592U супроводжуються утворенням не менш цінного ядерного палива 23994 Pu, яке можна відокремити від 23892U хімічним способом.

Поглинання нейтронів торієм приводить до утворення іншого цінного ядерного палива 23392U за схемою

У бридерних реакторах як теплоносій використовують лише розплавлені метали (натрій або калій), оскільки вода є сповільнювачем, а повільні нейтрони практично не поглинаються ядрами 23892U і 23290Тh. Цінність реакторів на швидких нейтронах полягає в тому, що вони одночасно можуть бути джерелом ядерної енергії і установкою для одержання нових видів ядерного палива 23994 Pu і 23392U. Таким чином вони дають змогу більш повно використовувати природні запаси урану і торію.

Для розв’язання практичних задач та проведення наукових досліджень використовують імпульсні ядерні реактори. Ядерний реактор завжди природно асоціюється з атомною енергією. В імпульсних реакторів призначення інше — бути джерелом нейтронних імпульсів. Це специфіка призначення дослідного реактора.

Є два типи імпульсних реакторів, які істотно відрізняються один від одного і за конструкцією, і за принципом дії, і за застосуванням. Це імпульсні періодичні реактори, їх ще називають пульсуючими, і самогасні імпульсні реактори, які називають аперіодичними. Спільним у них є те, що вони випромінюють нейтрони коротким імпульсом, тобто у вигляді спалаху, і те, що ланцюгова реакція в обох випадках розвивається на так званих миттєвих нейтронах — режим, зовсім неприпустимий для звичайного реактора.

Імпульсний періодичний реактор не треба готувати до кожного спалаху, він генерує їх неперервно, один за другим через цілком певні проміжки часу. За принципом своєї дії ці реактори займають проміжне положення між самогасними і звичайними реакторами, тобто реакторами стаціонарної дії, потужність яких під час роботи підтримується на незмінному рівні.

Можна виділити і третій тип установок — імпульсні бустери. Так називають імпульсний періодичний реактор, який працює разом із прискорювачем заряджених частинок.

Перший ядерний реактор з керованою ланцюговою ядерною реакцією поділу було побудовано в Чиказькому університеті під керівництвом Е. Фермі, його пуск відбувся 2 грудня 1942 р. У колишньому СРСР перший ядерний реактор побудований під керівництвом І. В. Курчатова, його пуск відбувся 25 грудня 1946 р.

У наступні роки в колишньому СРСР, США, Англії, Франції, Японії та інших країнах споруджено численні реактори, різні за своїм призначенням і потужністю, за структурою активної зони та паливом, що використовується, за способом тепловідведення та видом сповільнювача.

Після Чорнобильської аварії, незважаючи на високий рівень розвитку атомної енергетики, у деяких країнах Європи (Італії, Норвегії, Франції, ФРН) піднялась хвиля вимог закрити працюючі і не будувати нові АЕС, перейти на використання альтернативних джерел енергії. Наприклад, в Австрії було споруджено АЕС, але в експлуатацію не введено. Уряд Швеції ухвалив рішення про виведення з експлуатації всіх АЕС країни. Отже, у світі піднявся рух за використання екологічно чистих джерел енергії.





Відвідайте наш новий сайт - Матеріали для Нової української школи - планування, розробки уроків, дидактичні та методичні матеріали, підручники та зошити