28. Ядерные реакторы.

Классификация реакторов.

Ядерные реакторы – это устройства, в которых протекает управляемая цепная реакция деления тяжелых ядер. По назначению реакторы можно разделить на энергетические, экспериментальные, исследовательские, а также производящие новые делящиеся элементы и изотопы. Реакторы – сложнейшие в техническом и технологическом отношении установки, которые характеризует целый ряд признаков:

1) область энергий нейтронов, в которой происходит основная доля деления ядер. Различают реакторы на тепловых, быстрых и промежуточных нейтронах;

2) ядерное горючее (_92^235U, _94^239Pu или _92^233U), обычно смешанное с ураном-238, и сырье для воспроизводства горючего (_92^238U или _90^232Тb);

3) тип замедлителя (в реакторах на тепловых нейтронах) – обычная вода, тяжелая вода, органические жидкости, графит, бериллий, оксид бериллия, гидриды металлов;

4) структура активной зоны, в зависимости от характера которой реакторы подразделяются на гомогенные и гетерогенные;

5) тип теплоносителя, служащего для отвода тепла из активной зоны и передачи его в установку, которая вырабатывает электроэнергию, — обычная вода, водяной пар, органические жидкости, гелий, углекислый газ, воздух, азот, жидкие металлы;

6) режим работы – непрерывный или импульс­ный;

7) конструкционные материалы и конструктивные особенности.

Реакторы на тепловых нейтронах.

Главная часть реактора — активная зона, в которой протекает цепная реакция и выделяется энергия. Для уменьшения утечки нейтронов активная зона окружается отражателем. Она представляет собой блок замедлителя, в который помещаются кассеты с горючим – ТВЭЛы (тепловыделяющие элементы). По каналам циркулирует теплоноситель, контактирующий с поверхностью ТВЭЛов. Интенсивность протекания цепной реакции регулируется специальными стержнями, изготов­ленными из материалов, которые сильно поглощают нейтроны (кадмий, карбид бора и др.). Поскольку всякий реактор является мощным источником вторичных частиц, его окружают массивной радиационной защитой, в достаточной степени ослабляющей потоки нейтронов и gamma-излучения. Управление работой реактора всегда дистанционное и осу­ществляется с вынесенного пульта. Оно существенно упрощается благодаря наличию запаздывающих нейтронов. В зависимости от структуры активной зоны (относительного расположения горючего и замедлителя) различают гомогенные и гетерогенные реакторы. Примером гомогенной активной зоны является раствор уранил-сульфатной соли U_2SO_4 в обычной или тяжелой воде. Более распространены гетерогенные реакторы, у которых активная зона состоит из замедлителя, в который помещаются кассеты, содержащие горючее.

Реакторы на быстрых нейтронах.

Реакторы на быстрых нейтронах имеют специфические особенности.

а) К качеству очистки топлива не предъявляются столь высокие требования, ибо сечения захвата быстрых нейтронов ядрами примесей невелики.

б) В то же время топливо должна быть сильно концентрированным; в частности, естественный уран требует значительного обогащения;

в) Сечения реакций на быстрых нейтронах очень малы, а потому критическая масса горючего существенно больше, чем в реакторах на тепловых нейтронах. В итоге удельная мощность, т. е. мощность на килограмм делящегося материала, оказывается примерно в 5 раз меньше.

г) Но в реакторах на быстрых нейтронах не требуется замедлитель, и критическая масса всей активной зоны мала: ее объем может доходить до десятых долей литра вместо кубометров в тепловых реакторах. Плотность энерговыделения в быстрых реакторах достигает огромных значений — порядка 0,5 кВт/см3.

Бридеры.

С помощью реакторов на быстрых нейтронах можно одновременно с выработкой электроэнергии осуществлять расширенное воспроизводство ядерного горючего. Подобные установки называются реакторами-размножителями или бридерами. В них используются процессы радиационного захвата нейтронов, вредные с точки зрения протекания самой цепной реакции, но полезные в отношении образования новых ценных изотопов. Основными являются здесь превращения «инертных» природных урана-238 и тория-232 в «активные» плутоний-239 и уран-233 соответственно. За счет этих реакций в бридерах и осуществляется расширенное воспроизводство ядерного горючего, главным образом плутония-239, а в перспективе и урана-233. Принцип их работы заключается в следующем. В реактор загружается ядерное топливо, представляющее собой уран-238 (торий-232) с некоторым количеством плутония-239 (урана-233). Ядерная энергия высвобождается в основном в результате деления плутония, а уран играет роль сырья, служащего для его воспроизводства. Последний часто вводят в отражатель, что повышает коэффициент воспроизводства. Важная характеристика бридера – время удвоения, за которое количество горючего в реакторе возрастает в 2 раза. Как показывают расчеты, реальное время удвоения должно составлять около 10 лет.

Другие типы реакторов.

Весьма актуальна проблема прямого преобразования ядерной энергии в электрическую. Основу соответствую­щих установок составляют термоэлементы. В изотопных источниках тока используется энергия, которая выделяется при радиоактивном распаде. Такие источники обладают малой мощностью (десятки и сотни ватт), но отличаются повышенной устойчивостью и надежностью в работе. Гораздо большей мощностью могут обладать реакторы-термопреобразователи. Существуют специальные реакторы с очень высокими плотностями нейтронов, предназначенные для физических исследований и синтеза трансурановых элементов.

Использование ядерной энергии.

Актуальна проблема прямого преобразования ядерной энергии в электрическую. В изотонных источниках тока используется энергия, которая выделяется при радиоактивном распаде. Они применяются на искусственных спутниках и для питания автоматических станций. На АЭС происходит преобразование ядерной энергии в электрическую. Уже построена транспортабельная АЭС мощностью 1,5 МВт.