ГЛАВА 1
ОБЩИЕ СВЕДЕНИЯ О ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРАХ
ПРИНЦИПЫ РАБОТЫ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
Ядерный реактор представляет собой устройство, в котором обеспечиваются условия протекания управляемой самоподдерживающейся реакции деления ядер, а также съем тепла.
«Сердцем» ядерного реактора является активная зона (АЗ), в которой размещены тепловыделяющие сборки (ТВС) с тепловыделяющими элементами (твэлами), содержащими ядерное топливо. Для реакторов на тепловых нейтронах необходимо наличие замедлителя, снижающего энергию быстрых нейтронов деления до тепловой. Во избежание утечки нейтронов за пределы активной зоны ее окружают отражателем. Съем тепла, выделяющегося в твэлах, и отвод его к теплообменнику осуществляют с помощью теплоносителя. Для управления и регулирования реактора используют поглощающие стержни, выгорающие поглотители, стержни аварийной защиты и другие устройства.
Существует несколько классификаций ядерных реакторов. Приведем некоторые из них. 1. По энергии используемых нейтронов классифицируют реакторы на тепловых, быстрых и промежуточных нейтронах. 2. По назначению выделяют реакторы энергетические, исследовательские, транспортные, промышленные, многоцелевые. 3. По материалу замедлителя различают легководные, тяжеловодные и графитовые реакторы. 4. По материалу теплоносителя различают легководные, тяжеловодные, газоохлаждаемые и реакторы с жидкометаллическим теплоносителем. 5. В зависимости от принципа организации АЗ различают гомогенные и гетерогенные реакторы. 6. С учетом конструкционного исполнения гетерогенные реакторы подразделяют на корпусные и канальные.
Во всех типах реакторов, какая бы ни использовалась классификация, главным является тепловыделяющий элемент, твэл, представляющий собой ядерное топливо в том или ином виде, заключенное и герметизированное в оболочке.
Ядерным топливом служат соединения элементов 235U, 238U, 239Pu, 232Th. В результате захвата нейтрона делящимися ядрами (233U, 235U, 239Pu) и последующего деления высвобождается энергия ~200 МэВ, которая распределяется следующим образом:
Кинетическая энергия осколков............. 168 МэВ
Энергия нейтронов деления.............................................................. 5 МэВ
Энергия мгновенных гамма-квантов................................................. 7 МэВ
Энергия бета-частиц продуктов деления........................................... 5 МэВ
Энергия гамма-квантов продуктов деления...................................... 5 МэВ
Энергия, уносимая нейтрино........... 10 МэВ
Итого 200 МэВ
Только в редких случаях ядро делится точно пополам, в основном деление происходит несимметрично с высвобождением более 60 видов осколочных элементов и 2—3 нейтронов. Выход осколков на одно деление выражается в процентах как часть деления (рис. 1.1). Анализ кривой рис. 1.1 показывает, что при делении ядра в основном образуются осколки с массовыми числами 95н=5 и 140+5.
Кинетическая энергия осколков деления, составляющая более 80% полной энергии ядерной реакции, и обусловливает основную часть тепловыделяющей способности ядерного топлива. Проблему использования ядерной энергии, во всяком случае на ближайшее время, надо рассматривать как использование кинетической энергии осколков деления, т. с. тепловой энергии.
Рассмотрим принцип работы активной зоны с топливом на основе урана.
Основными изотопами урана являются 238U и 235U (массовое содержание ~0,7%). Ядра 238U делятся только под действием быстрых нейтронов (E>0,1 МэВ), ядра 235U делятся под действием как быстрых, так и медленных нейтронов (E<0,1 эВ). Деление 235U медленными нейтронами происходит намного эффективнее, чем быстрыми. Кроме реакции деления протекают еще два процесса:
- реакция захвата нейтрона ядром без деления с образованием ядер 239U, 236U и 234U (не существующих в природе);
- неупругое рассеяние нейтронов, при котором нейтроны, сталкиваясь с ядром урана, не захватываются им, но теряют значительную часть своей энергии.
Расчеты показывают, что осуществление цепной самоподдерживающейся реакции деления в естественном уране невозможно из-за наличия резонансного захвата нейтронов в 238U (рис. 1.2).
Рис. 1.1. Распределение осколков деления 235U по массе
Из рисунка видно, что при энергии в несколько электронвольт сечение поглощения 238U велико. Резонансная область энергии приходится на период нахождения нейтрона в процессе упругого рассеяния, т. е. в процессе медленного снижения энергии. Время пребывания нейтрона при энергиях, близких к резонансным, велико, что еще больше увеличивает вероятность радиационного захвата ядрами 238U. Нейтроны, замедлившиеся до энергии ниже резонансного уровня, также поглощаются в 238U без деления его ядер.
Рис. 1.2. Резонансный пик в сечении поглощения 238U
На практике используют два пути получения цепной ядерной реакции, так как:
- с повышением содержания изотопа 235U цепная реакция деления (ЦРД) может поддерживаться как быстрыми, так и медленными нейтронами;
- если осуществить без больших потерь нейтронов процесс их замедления, то ЦРД пойдет и на естественном уране.
Для возбуждения самоподдерживающейся цепной реакции необходимо увеличить содержание изотопа 235U в смеси с изотопом 238U. Это уменьшает вероятность резонансного поглощения в 238U без деления ядер и увеличивает вероятность поглощения нейтронов ядрами 235U с последующим делением.
Использование замедлителя (тяжелая вода, обычная вода, графит, бериллий и т. д.) является радикальным средством уменьшения вероятности резонансного поглощения в 238U, так как нейтрон, диффундирующий в смеси топливо-замедлитель, может избежать области резонанса, попав в замедлитель, а не в топливо.
Применение замедлителя приводит и к другому положительному эффекту: сечение деления изотопов 235U, 233U и 239Pu сильно возрастает с уменьшением энергии нейтронов. Сечение захвата нейтронов обратно пропорционально их скорости; эта зависимость называется законом l/v> где v — скорость нейтрона, соответствующая энергии Е. Физическая сущность закона состоит в том, что чем медленнее движется нейтрон, тем больше время воздействия ядерных сил, когда он находится вблизи ядра, и тем больше вероятность взаимодействия его с ядром. Следовательно, при использовании слабообогащенного топлива легче создать условия цепной реакции на тепловых нейтронах, чем на быстрых.
Для оценки условий поддержания цепной реакции вводят коэффициент размножения k, который определяет отношение числа нейтронов данного поколения к соответствующему числу нейтронов предшествующего поколения. Если E>1, число нейтронов в системе в единицу времени непрерывно возрастает. При k=l число нейтронов в каждом последующем поколении остается неизменным и реакция идет с постоянной скоростью. При k<C.l реакция с течением времени затухает.
Для оценки скорости роста количества нейтронов подставим /=1 с, т=0,001 с (промежуток времени до следующего акта деления), &= 1,005 в
/е( — 1) /
формулу n — пое т , где n — количество нейтронов, образовавшихся в данным момент; по — количество нейтронов, образовавшихся в предыдущий момент.
(1,005—1) -1 0,005
Тогда получим n — пое o.ooi = п0е o.ooi =лое5=150 по, т. е. через 1 с число
нейтронов возрастет примерно в 150 раз. (Расчет приблизительный, без учета запаздывающих нейтронов.) Через 3 с число нейтронов возрастет в 3 млн. раз. Технически было бы чрезвычайно трудно создать безопасную и устойчивую систему автоматического регулирования реактора. Но в процессе деления ядер кроме мгновенных нейтронов испускаются еще и запаздывающие нейтроны (~1%), что вполне достаточно для надежного решения проблемы регулирования цепной реакции деления ядер. Запаздывание нейтрона равносильно увеличению времени его жизни. Запаздывающие нейтроны образуются за счет распада осколков деления с различным временем распада и средним временем жизни от 0,33 до 80,4 с.
Задача управления реактором с 239Pu и 233U гораздо сложнее, чем с 235U. Это объясняется тем, что относительная доля запаздывающих нейтронов для 235U равна 0,00640, т. е. значительно больше, чем для 239Pu (0,00364) и 233U (0,00242).
Кроме реакции деления 235U возможен радиационный захват нейтрона ядрами 235U и 238U без деления. Поэтому среднее число быстрых нейтронов n, испускаемых при поглощении одного теплового нейтрона в топливе, будет меньше v. Например, подсчитано, что для естественного урана т] = 1,32, а для изотопа 235U rj = 2,07.
Таким образом, в результате поглощения n нейтронов в топливе будет возникать /гг] вторичных быстрых нейтронов.
Средняя энергия нейтронов деления 2 МэВ, что выше порога деления 238U (1,1 МэВ). Поэтому при соударении быстрых нейтронов с ядрами 238U возможно и деление ядер (изотоп 235U также делится, но его концентрация в смеси меньше, а сечение захвата быстрых нейтронов примерно такое же, как и для 238U, следовательно, его делением можно пренебречь), в результате чего общее число быстрых нейтронов возрастет в е раз (е — коэффициент размножения на быстрых нейтронах, е>1) и станет равным пг\е.
Энергия быстрых нейтронов при столкновении с ядрами замедлителя постепенно уменьшается до энергии теплового уровня (0,025 эВ). В процессе замедления в интервале энергий, соответствующих резонансным пикам 238U (см. рис. 1.2), нейтрон имеет значительную вероятность быть захваченным ядром 238U без деления. В связи с этим число нейтронов, достигающих тепловой энергии, будет меньше общего числа быстрых нейтронов. Вероятность достижения быстрым нейтроном тепловой энергии характеризуется вероятностью резонансного захвата <р, которая представляет собой отношение числа быстрых нейтронов, избежавших захвата во время замедления, к общему числу быстрых нейтронов, ср<1, т. е. число нейтронов, достигающих теплового уровня энергии, равно пг\ 8ф.
Полученные в результате замедления тепловые нейтроны продолжают некоторое время диффундировать в среде, пока не будут захвачены ядрами топлива или замедлителя. Только часть тепловых нейтронов будет поглощена топливом. Доля нейтронов, поглощаемых топливом, характеризуется коэффициентом теплового использования 0 — отношением числа тепловых нейтронов, поглощенных топливом, к полному числу тепловых нейтронов, поглощаемых всеми материалами среды, 0<1.
В итоге в бесконечной размножающей среде во втором поколении образуется еще меньше тепловых нейтронов, /гг)еср0, а коэффициент размножения тепловых нейтронов в бесконечной среде = 
Полученная формула называется формулой четырех сомножителей. В реальной размножающей среде (в реакторе), имеющей конечные размеры, неизбежно будет происходить утечка нейтронов. Если р обозначить вероятность избежания утечки нейтронов за пределы размножающей среды, то формула примет вид /г,)ф=г]8ф0р, где &Эф — эффективный коэффициент размножения. Величина р может быть представлена как произведение р3рд, где рз — вероятность избежания утечки нейтронов в процессе замедления; рд — вероятность избежания утечки тепловых нейтронов в процессе диффузии. Величину Eизб=кЭф — 1 называют избыточным
коэффициентом размножения. Отношение -
называют реактивностью реактора; реактивность является мерой отклонения реактора от стационарного, или критического, состояния, при котором кэф= 1; р = 0. Если р>0, то реактор находится в надкритическом состоянии и его мощность растет; если р<0, то реактор находится в подкритическом состоянии, а его мощность падает.
Температурным эффектом реактивности называют изменение реактивности при изменении эффективной температуры реактора. Температурный коэффициент реактивности а оценивается изменением реактивности при изменении температуры на 1 К: a=dp/dt.
На рис. 1.3 приведена температурная зависимость реактивности и коэффициента реактивности.
Отрицательный температурный коэффициент реактивности способствует ограничению масштаба возможных тепловых аварийных разрушений, так как с возрастанием плотности нейтронов увеличивается средняя температура реактора, что в свою очередь приводит к снижению реактивности за счет снижения плотности ядер теплоносителя в единице объема, а следовательно, и мощности.
Безопасность установки практически обеспечивается, с одной стороны, устойчивостью реактора (отрицательный коэффициент реактивности), а с другой — надежностью систем автоматического регулирования.
Рис. 1.3. Температурный коэффициент реактивности и интегральный температурный эффект
Автоматическое регулирование осуществляется с помощью управляющих стержней, изготовленных из сплава, содержащего элементы с большим сечением поглощения медленных нейтронов (бор, европий, кадмий и др.). Система управления и защиты (СУЗ) предназначена для пуска реактора, разогрева первого контура с выходом па рабочие температуры и давления, перевода реактора с одного уровня мощности на другой с необходимой скоростью, поддержания заданной мощности, остановки реактора в нормальных и аварийных условиях.
Для компенсации большого запаса избыточной реактивности й с целью увеличения продолжительности кампании за счет увеличения загрузки топлива и средней глубины его выгорания применяются выгорающие поглотители (ВП).
Выгорающий поглотитель компенсирует нерегулируемый запас реактивности, а более конкретно — долю начального запаса реактивности, расходуемую на выгорание топлива и зашлаковывание активной зоны. Эта часть общего запаса реактивности изменяется медленно и монотонно. При работе реактора количество ВП убывает, при этом освобождается дополнительная реактивность, компенсирующая выгорание и зашлаковывание.
Очевидно, что с помощью ВП нельзя компенсировать запас реактивности, предусматриваемый на отравление и температурные эффекты, так как соответствующие процессы приводят к изменениям реактивности в сторону как увеличения, так и уменьшения. В случае «выбега» реактивности (внезапное увеличение реактивности в процессе кампании) должно быть скомпенсировано компенсирующими стержнями (КС) или компенсирующей решеткой (КР).
Во время работы реактора необходимо иметь избыточную реактивность для компенсации температурного эффекта реактивности Apr, стационарного отравления ксеноном Дрхе; стационарного отравления самарием Apsm, йодной ямы Api, выгорания топлива и зашлаковывания.
Оперативный запас реактивности при эксплуатации реактора изменяется достаточно часто и быстро, и его необходимо механически компенсировать подвижными стержнями или решетками.
Рис. 1.5. Изменение реактивности вследствие выгорания и шлакования топлива и выгорания выгорающего поглотителя
Характер изменения коэффициента размножения нейтронов в течение кампании реактора проиллюстрирован на рис. 1.4. Рисунок 1,5 объясняет, почему при наличии выгорающего поглотителя требуется значительно меньше компенсации механическим методом, чем без поглотителя.
Рис. 1.4. Типичный характер изменения коэффициента размножения в течение кампании реактора:
1 — без выгорающего поглотителя; 2 — с выгорающим поглотителем
В начале кампании большая часть избыточной реактивности реактора задавлена выгорающим поглотителем с большим сечением поглощения нейтронов, а остальная — механическим способом, затем при эксплуатации реактора кривая (над заштрихованной площадью) результирующего запаса реактивности p3a?i начнет расти до максимума, а с некоторого времени кампании будет падать, и к концу кампании запас реактивности станет равным нулю, что и показано на рис. 1.5. При рвыг+ршл = рвп ядерная реакция прекратится. Высвобождение и падение избыточной реактивности в период кампании в основном происходит за счет разности скоростей выгорания топлива и образования шлаков с большими сечениями поглощения, с одной стороны, и выгорания поглотителя — с другой.
Выгорающий поглотитель также позволяет эффективно использовать ядерное топливо, выравнивать нейтронное поле в объеме всей активной зоны; тем самым при одной и той же мощности реактора существенно снижается максимальный теплосъем с поверхности твэла и повышается надежность работы активной зоны реактора. Способы размещения ВП в активной зоне разнообразны и зависят от конструктивных и эксплуатационных факторов. ВП можно вводить в ядерное топливо либо отдельно в специальные элементы сборки (стержни, пластины), либо в части самого твэла или растворять его в теплоносителе.
В качестве ВП могут применяться только некоторые элементы, отвечающие ядерным, химическим, технологическим требованиям и требованиям совместимости с материалами активной зоны. В подавляющем большинстве случаев в качестве ВП используется природный бор ПВ, реже — обогащенный 10В, обладающим большим сечением захвата. Ядерная реакция при выгорании протекает с образованием Li : 10В (пу a) 7Li.
Экономичность может быть существенно повышена при использовании метода частичных перегрузок: свежие ТВС загружаются на периферию, а ТВС с периферии переставляются в центр АЗ на дожигание.
Поглощение нейтронов короткоживущими ядрами осколков (~60 типов, А=80+155) называется отравлением. Реактивность, потерянная за счет отравления, быстро восстанавливается вследствие радиоактивного распада ядер отравляющего вещества.
Образование стабильных и долгоживущих радиоактивных продуктов деления — шлаков называется зашлаковыванием. Поглощающая способность шлаков после выключения реактора практически не изменяется, и соответствующая потеря реактивности не восстанавливается.
Количественно шлакование определяется отношением числа тепловых нейтронов, поглощенных в шлаках, к числу тепловых нейтронов, поглощенных в делящихся изотопах.
Шлаки подразделяются на три группы.
К первой группе относятся шлаки с большим поглощением; сечение захвата какого шлака больше сечения поглощения 235U (до 700 раз), например 152Sm (сечение поглощения 74 500 б, выход 1,3%), 151Sm (сечение поглощения 10 000 б, выход 0,445%).
Ко второй группе относятся шлаки с сечением поглощения такого же порядка, как сечение 235U, например 83Кг (сечение поглощения 205 б, выход 0,62%), 13‘Хе (сечение поглощения 120 б, выход 2,9%), 152Sm (сечение поглощения 140 б, выход 28%).
К третьей группе относятся все остальные шлаки со слабым поглощением: 82Кг (сечение поглощения 45 б, выход 0,3%), 85Кг (сечение поглощения 15 б, выход 0,32%), 1271 (сечение поглощения 6 б, выход 9,25%), 1291 (сечение поглощения 27 б, выход 1%).
Отравление ядерного реактора 135Хе и 149Sm следует рассматривать отдельно.
Сечение захвата 135Хе равно 2,72 • 10+66, что превышает сечение захвата 235U в несколько тысяч раз; период полураспада 9,13 ч. Потеря реактивности в тепловом реакторе достигает 35%, что существенно влияет на маневренные свойства ядерной энергетической установки. Во время работы реактора некоторое количество 135Хе выгорает за счет поглощения нейтронов, часть его распадается с периодом полураспада 9,13 ч, остальной 135Хе превращается в 135Cs (период полураспада 1,5 млн. лет), обладающий малым сечением поглощения. Увеличение отравления после остановки реактора часто называется «одной ямой», так как в результате p-распада 1351 происходит накопление 135Хе. Чтобы исключить вынужденную остановку реактора, необходимо с помощью специальных таблиц рассчитать время достижения точки переотравления 135Хе в любом переходном режиме. Для определения реактивности в любой момент работы реактора на мощности его рабочий график строят с учетом образования 135Хе. При больших нейтронных потоках степень отравления 135Хе зависит от продолжительности работы реактора. Находят оперативное время остановки реактора и по формулам рассчитывают и составляют специальные таблицы.
Сечение захвата 149Sm равно 74 500 б, период полураспада млн. лет. Отравление 149Sm в реакторах с большими значениями нейтронного потока может оказаться весьма опасным в конце кампании, когда запас реактивности мал. В этом случае необходимо избегать длительных остановок в конце кампании из-за угрозы «запирания» реактора. Даже при кратковременных остановках реактор попадает в «йодную яму», после выхода из которой он оказывается отравленным самарием. После включения реактора в работу отравление самарием постепенно возрастает. Отравление зависит от плотности нейтронного потока. При ф0=Ю16 нейтр/(м2-с) время достижения стационарного отравления самарием составляет ~1000 сут, при ф0= 1017 нейтр/(м2*с) время достижения стационарного отравления снижается до 100 сут, а при ф0=Ю18 нейтр/ (м2-с) — до 10 сут с момента пуска реактора. Отравление 149Sm намного меньше отравления 135Хе при эксплуатационных режимах, поэтому после распада 135Хе пуск реактора в конце кампании возможен в любой момент времени.
