Основные принципы работы ядерного реактора Классификация ядерных реакторов Реакторы на быстрых нейтронах Реакторы на тепловых нейтронах реактивностные аварии. Аварии с потерей теплоносителя

Реакторы на тепловых нейтронах

Надо, чтобы вы поняли, а почему же вся атомная энергетика сегодня работает на тепловых нейтронах, а не на быстрых нейтронах? Причина одна – экономика. Они дешевле. Первая причина удешевления связана с тем, что используется не натриевая технология, которая удорожает проект и эксплуатацию, а используется вода, где может быть и одноконтурное исполнение, как РБМК (кипящий), и двухконтурное, как ВВЭР - это технические причины удешевления,  но есть еще и физические. Вторая причина снижения стоимости тепловых реакторов связана с тем, что вероятность разделить ядро 235U для теплового нейтрона в сто с лишним раз больше, чем для быстрого нейтрона. Вероятность вызвать деление, т.е. получить энергию, а значит и дополнительные нейтроны для продолжения цепной реакции – вот эта вероятность вызвать деление ядра 235U или 239Pu (это все равно) – у теплового нейтрона в сто с лишним раз больше, чем у быстрого нейтрона. Вот таковы ядерные свойства, мы их дальше будем рассматривать.

А к каким практическим последствиям приводят эти физические особенности? Они приводят к тому, что количество 235U в реакторе для поддержания цепной реакции может быть значительно меньше, чем количество 235U или 239Pu в быстром реакторе. На практике это привело к тому, что обогащение топлива в тепловых реакторах значительно меньше, почти в десять раз, чем обогащение топлива в быстрых – в ВВЭР или РБМК – 2-3 %, а, например, в БН-600 - 20-25 %, т.е. в тепловых реакторах используется более дешевое топливо (с низким обогащением).

Вот это основная причина того, что повсеместно используются тепловые реакторы, что они дешевле, чем быстрые как в части загрузки топлива, так и в части тепломеханического оборудования и т.д. Все этим и определяется.

Реакторы на промежуточных нейтронах

Между быстрыми нейтронами и тепловыми есть промежуточная область энергии – вот и реакторы называются соответственно – реакторы на промежуточных нейтронах. То были реакторы на быстрых нейтронах, это реакторы на тепловых нейтронах, а вот есть реакторы на промежуточных нейтронах. Это значит, что замедление есть, но не до конца, т.е. в таких реакторах до тепловых энергий нейтроны не замедляются. На практике реакторы на промежуточных нейтронах нашли применение только в реакторах атомных подводных лодок с жидкометаллическим теплоносителем. В США была построена одна подобная подводная лодка «Морской волк», где в качестве жидкого металла использовался натрий (в США не сумели освоить теплоноситель свинец висмут). Конечно, на подводной лодке использовать натрий – это не подарок, потому что пожар представляет страшное бедствие и после нескольких аварий на этой лодке с этим направлением (использованием жидкометаллического теплоносителя на лодке) в Америке закончили. Распилили лодку, этот отсек с реактором утилизировали и на его место врезали отсек с водо-водяного реактора. У нас был выбран другой реактор – с теплоносителем свинец-висмут (об этом я в конце расскажу), но после серьезных аварий, которые были на первом этапе, серийные лодки нормально эксплуатировались и технология эта была освоена. Но теперь надо понять, почему реактор на промежуточных нейтронах? Жидкий металл был принят для того, чтобы получить пар более высоких параметров, градусов 400-450. На воде такие параметры нельзя было получить. Значит, нужен был замедлитель нейтронов, а чтобы сделать реактор не быстрый, и топливо иметь более низкого обогащения (или меньшую загрузку), был использован и в Америке и у нас (независимо друг от друга) высокотемпературный замедлитель бериллий. Конечно, бериллий замедляет нейтроны хуже, чем вода, но требовался маленький объем, поскольку это подводная лодка. Т.е. это замедлитель не лучший, поэтому нейтроны, как говорится, от быстрых ушли, а до тепловых не дошли. Вот и получился реактор на промежуточных нейтронах.

 Вопрос – а как он (замедлитель) там был использован?

Прямо в этот бериллий был добавлен уран, и топливные стержни представляли собой таблетки (как из двуокись урана), т.е. там были таблетки из урана с бериллием. В топках, оболочках, теплоноситель обтекал снаружи эти твэлы.

Таким образом, промежуточные реакторы нашли вот такое ограниченное применение и других перспектив использования не видно, потому что ядерные свойства в промежуточной области хуже, чем в быстрой, и хуже, чем в тепловой. Но поскольку для подводной лодки экономика не очень важна, а необходима компактность, поэтому там и применялись реакторы такой конструкции. 

Лекция 3

Сейчас мы рассмотрим реакторы с различными замедлителями. Раз упоминается замедлитель, то это, конечно, не быстрые реакторы, потому что в быстром реакторе замедлителя просто нет. В качестве замедлителя нейтронов используются вещества с малой ядерной массой, т.е. практически последним самым тяжелым замедлителем по массовому числу является углерод, углерод в виде графита (углерод имеет разные модификации, например, алмаз – это тоже углерод). А практически перечень используемых замедлителей, в общем, довольно ограничен, потому что к замедлителям предъявляется целый ряд определенных требований. Во-первых, в замедлителе должна быть достаточно высокая плотность вещества, поэтому газы в качестве замедлителя не используются. Например, гелий – у него тоже легкое ядро, но плотность гелия при атмосферном давлении очень мала, поэтому, чтобы гелий замедлял нейтроны достаточно интенсивно, нужно иметь очень высокое давление, а это, конечно, практически не реализуемо. Дальше, к замедлителю предъявляется требование малого поглощения нейтронов, потому что если замедлитель не только очень хорошо замедляет, но также хорошо и поглощает нейтроны, от него будет мало толку, поскольку он будет, в основном, захватывать нейтроны, т.е. одни ядра будут превращаться в другие, а на цепную реакцию деления нейтронов просто не останется. Вот к такому типу и замедляющих, и хорошо захватывающих нейтроны веществ относится литий - этот жидкий металл мы рассматривали ранее в качестве теплоносителя. Литий имеет два изотопа - 6Li и 6Li, содержание 6Li составляет всего 6 или 7 %, но он захватывает нейтроны в десятки тысяч раз больше, чем 7Li и тем самым делает Li непригодным для использования в качестве замедлителя. Вот почему хороша вода – она может быть и замедлителем и теплоносителем, хотя вода и захватывает нейтроны, но, тем не менее, позволяет создать реактор, а вот литий не позволяет этого сделать.

Следующий из легких ядер – бор. У бора массовое число где-то между 10 и 11, потому что природный бор состоит из двух изотопов – 10В и 11В. Именно легкий 10В захватывает нейтроны, и именно благодаря этому все борсодержащие материалы годятся для использования в качестве поглотителя нейтронов. Например, все стержни регулирования ядерных реакторов делаются из карбида бора. Карбид применяется просто потому, что это термостойкое соединение, карбид бора изготавливается в виде спрессованных таблеток, бор также может использоваться в виде борной кислоты, которая добавляется в воду. Из-за большого поглощения нейтронов бор как замедлитель тоже не годится. А дальше после 11В идет как раз углерод. Вот и получается, что как замедлитель чаще всего используется легкая вода (или обычная вода). Обычно вода используется одновременно и как замедлитель и как теплоноситель, и раз она используется как теплоноситель, т.е. имеет высокую температуру, то требуется высокое давление в контуре замедлителя, хотя он в данном случае и замедлитель и теплоноситель.

Следующий тип замедлителя – это тяжелая вода (D2O), в которой вместо атомов обычного водорода в молекуле воды (H2O) содержится два атома тяжелого водорода, т.е. дейтерия. Отличительной особенностью тяжелой воды является исключительно низкое поглощение нейтронов. Т.е. получается очень хороший нейтронный баланс, раз замедлитель почти ничего не поглощает – то все нейтроны, которые рождаются при делении (если реактор большой, утечка нейтронов будет маленькая) идут на воспроизводство цепной реакции. И именно поэтому на тяжеловодном реакторе можно использовать природный необогащенный уран в качестве топлива, как он используется в канадских реакторах CANDU. Но если используется тяжелая вода как замедлитель, то уже появляются варианты - можно ее использовать просто как замедлитель, а можно и как замедлитель и как теплоноситель одновременно. Тяжелая вода дорогая, поэтому и возникают разные варианты ее использования, например, есть реализованный проект, в котором, замедлитель расположен отдельно – это тяжеловодный бак, пронизанный каналами, а в качестве замедлителя используется, например, графит (как в реакторе РБМК), топливные сборки могут охлаждаться и газом и обычной водой, к примеру. Т.е. в этом случае есть место для вариаций конструкции реактора.

Еще в качестве замедлителя используется бериллий. Металлический бериллий – это теплопроводный легкий металл, имеющий плотность 1,8, т.е. он даже немного полегче алюминия. Бериллий дорогой, к тому же токсичный в производстве. Тот персонал, который занят на бериллиевом производстве,имеет профессиональную болезнь бериллиоз (как у шахтеров бывает профессиональная болезнь силикоз легких) – это когда мелкодисперсной бериллиевой пылью забиваются альвеолы легких и дыхательная площадь все больше сокращается. На первых порах, когда еще не соблюдали все меры по технике безопасности (использование респираторов, наличие вентиляции и т.д.), много профессиональных больных просто умерло. Но сегодня вся техника безопасности разработана. И возникает вопрос, раз бериллий такой дорогой – когда же его целесообразно применять? Ранее я говорил об использовании бериллия в реакторах атомных подводных лодок, т.е. прежде всего бериллий – это высокотемпературный замедлитель. Вот вода, хоть обычная, хоть тяжелая, не может рассматриваться как высокотемпературный замедлитель, потому что вода при температуре 3000 С требует давления уже 150 – 200 атм. А чтобы иметь высокопотенциальный реактор с температурой воды 5000 С, требуются уже закритические значения давления – 300 – 400 атм. – это уже не реалистично, поэтому ни легкая, ни тяжелая вода не могут использоваться как высокотемпературный замедлитель. А вот бериллий годится как высокотемпературный замедлитель, поэтому он был использован в реакторах атомных подводных лодок как в СССР, так и в США (опытная подводная лодка, которая была с натрием, «Морской волк»), и он позволял в ограниченном объеме размеров реактора для подводной лодки все-таки замедлить нейтроны, хоть не до конца, не до тепловых энергий, но существенно снизить их энергию и благодаря этому уменьшить загрузку реактора 235U.

Кроме ядерной энергетики бериллий в технике вообще используется как легирующая присадка – например, бывает бериллиевая бронза, очень упругий материал, который используется для всяких пружин. Но, кроме того, бериллий нашел применение в разных областях техники благодаря высокой термостойкости, хорошей теплопроводности и малой массе, малому удельному весу. Из бериллия делают тормозные колодки сверхзвуковых истребителей, потому что при торможении выделяется огромное количество тепла и через бериллиевые колодки тепло очень хорошо рассеивается.

Кроме чистого бериллия используется также окись бериллия – ВеО, соединение бериллия с кислородом. Если бериллий – это металл, то окись бериллия – это керамика и из нее, используя те же технологические процессы как для фарфора, можно делать изделия различной формы. Но, в отличие от многих других керамик, керамика ВеО высокотеплопроводная. По замедляющим свойствам она близка к бериллию, и даже рассматривались различные проекты использовать окись бериллия в ядерных ракетных двигателях, например, потому что эта керамика может держать температуру и 30000 С, хотя, конечно, эта керамика и имеет ограниченный ресурс (и, тем более, замедляет нейтроны). Но широкого применения керамика ВеО  тоже не нашла, хотя она используется еще в термоэмиссионных элементах прямого преобразования - как электрическая изоляция, поскольку обладает очень редким сочетанием хорошей теплопроводности и очень плохой электропроводности. В других материалах, как правило, наоборот - низкой теплопроводности сопутствует и низкая электропроводность. А здесь керамика ВеО так же хорошо работает и как электрический изолятор и как проводник тепла. Т.е. для электричества это изолятор, а для тепла – это проводник – вот такое свойство имеет керамика ВеО, и вот почему она используется в этих термоэмиссионных элементах, там, где это необходимо.

И последний замедлитель – это графит. Графит, в общем, является высокотемпературным замедлителем, хотя в реакторе РБМК его температурный потенциал полностью не используется (температура графита в графитовой кладке может достигать 4000 - 5000 С). В принципе, графит может работать и при более высоких температурах, поэтому на основе графитовых матриц рассматривались активные зоны ядерных ракетных двигателей (скажем, водород продувают через отверстия через твэл, а замедлителем является графит). Графит тоже очень мало поглощает нейтроны. Гораздо больше, чем тяжелая вода, но значительно меньше, чем обычная, легкая вода, и поэтому на графите тоже можно сделать реактор на природном уране. В практике работы атомных станций такого опыта не было, но вот графитовые реакторы для производства военного плутония, где алюминий используется при низких температурах, как оболочка твэлов или каналов – такие реакторы могут работать на природном уране и работали. У графита есть одна интересная особенность – ведь графит представляет собой сложную кристаллическую структуру атомов углерода, направленную, слоистую и т.д. И в процессе работы реактора, когда нейтрон сталкивается с ядрами углерода, он их выбивает из своих, так сказать, устойчивых положений равновесия, они где-то там устраиваются между узлами кристаллической решетки и вот так же, как происходит в стали эффект радиационного упрочнения и охрупчивания  - так же нечто похожее получается и в графите – он теряет теплопроводность – из-за того, что нарушается кристаллическая структура, это раз. Под влиянием излучения он пухнет, т.е. увеличивает свой объем, поэтому срок службы графитовых кладок ограничен, потому что наступает такой период времени, когда зазоры выбираются и канал может застрять, оборваться и т.д. Но, что еще более важно, вот та кинетическая энергия нейтронов, которая пошла на то, чтобы сдвинуть атомы углерода со своих мест, она накапливается в графите, и если в течение нескольких лет производится  низкотемпературное облучение графита при температуре 400-5000 С, эта энергия накапливается все больше и больше. Поэтому, если в результате каких-то аварийных условий температура графита начинает возрастать, то вот все эти сжатые пружинки начинают распрямляться, это значит, что выделяется энергия, естественно, в виде тепла и происходит саморазогрев графита. Вот на одном из английских реакторов по этой причине произошел серьезный пожар, потому что загорелся графит, именно от собственного энерговыделения. Сначала температура поднималась медленно (когда прекратился теплоотвод), а вот когда пошла эта реакция высвобождения, т.е. когда ядра углерода стали возвращаться на свои законные места в кристаллической решетке, то эта реакция пошла с выделением большого тепла и привела к возгоранию графита. Поэтому для реакторов с графитовым замедлителем важным является поддержание температурного режима графитовой кладки. Вот на РБМК это достигается изменением соотношения между гелием и азотом в зазорах. Гелий очень хорошо проводит тепло, азот плохо. Все тепло из графита идет через стенку канала к воде и в зависимости от времени работы происходит корректировка температурного режима кладки, которая постоянно должна поддерживаться, но на таком уровне, чтобы вот эта опасная энергия не накапливалась бы. Т.е. если температура, допустим, держится где-то градусов 600-700 (я приблизительно говорю), то накопление энергии не происходит. Атом сошел со своего равновесия и вернулся обратно, а вот если происходит холодное облучение графита, то все эти дефекты закрепляются и энергия накапливается. Что еще можно сказать о графите? Поскольку графит наихудший замедлитель по своим замедляющим свойствам среди перечисленных, то потребуется много замедлителя, большой объем, чтобы замедлить нейтроны до тепловых энергий, поэтому все графитовые реакторы имеют большой размер – большой диаметр, большую высоту (например, РБМК в два раза больше по высоте, чем ВВЭР). Т.е. можно сказать, что большие размеры - это характерная особенность графитовых реакторов,

Аварии на Три Майл-Айленд ( ТМА 1979 г.) и в Чернобыле (1986 г.) по-казали, насколько серьезными могут быть эти угрозы. Именно после этих ава-рий вопросы безопасности при проектировании, строительстве и эксплуата-ции АЭС стали жизненно важными для атомной энергетики и именно они обусловили научно-технический прогресс в ядерной энергетике и технологии за последние 20 лет.
Основы физики и динамики ядерных реакторов лекции