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

Классификация реакторов по принципу работы

По принципу работы реакторы разделяются на два класса – стационарные и импульсные. К стационарным реакторам относятся реакторы, поддерживающие в течение какого-то промежутка времени постоянный уровень мощности. К стационарным реакторам относятся все реакторы атомных электростанций (хотя у них есть переходы с одного уровня мощности на другой), также реакторы транспортных энергетических установок (хотя они работают, в основном, в маневренных режимах работы, но, тем не менее, имеют тот же принцип работы, что и АЭС, и, в сущности, все остальные реакторы, которые мы рассматривали.

А вот импульсные реакторы работают совсем по другому принципу – у них в течение какого-то промежутка времени мощность равна нулю, а в течение очень короткого временного интервала, импульса, мощность достигает исключительно высоких значений. Первым примером такого импульсного реактора является атомная бомба - это тоже ядерный реактор, который до инициации взрыва находится в подкритическом состоянии, за счет того, что делящийся материал разделен на части. Т.е., если рассмотреть простейший случай - две половинки реактора находятся на каком-то расстоянии друг от друга – в этом случае система из двух делящихся масс в целом имеет kэфф < 1, и реактор подкритический. Когда происходит инициация ядерного взрыва в атомной бомбе, в простейшем случае взрывается заряд обычного взрывчатого вещества и с большой скоростью эти половинки сближаются, образуется единое целое, причем сделано так, чтобы kэфф стало как можно больше единицы. И если реактивность очень большая, то цепная реакция развивается очень быстро. Понятно, что в атомной бомбе нет никаких систем охлаждения, все очень быстро нагревается фактически до звездных температур, все материалы сначала плавятся, потом переходят в пар, развивается высокое давление, появляется ударная волна - тут уже цепная реакция прекращается, т.е. такой реактор живет всего один импульс, потом он разрушается.

Но, кроме военных целей, создавались и действуют импульсные исследовательские реакторы. Задача такого реактора – создать в течение очень короткого времени очень мощный импульс мощности, при котором рождается большое количество нейтронов. Это нужно в различных целях, например, для изучения устойчивости радиоэлектронных элементов к действию ядерного оружия, т.е. для выяснения что происходит со всякими электронными схемами когда возникает где-то мощный нейтронный импульс. Кроме того, в биологии до сих пор неясно, будет ли одно и то же воздействие на организм, когда в течение длительного времени действует какой-то умеренный поток нейтронов, или то же количество нейтронов воздействует в течение микросекунды, создавая, так сказать, ударную дозу. Выяснение этого тоже является предметом исследования. Ну и много есть других областей науки, где нейтронные импульсы помогают в исследовании каких-то физических закономерностей.

Эти импульсные реакторы, конечно, должны использоваться многократно и повторно. Один тип такого реактора действует сейчас в Обнинске, в ФЭИ. На его основе работает уникальная установка – лазер с ядерной накачкой. В лазерную систему накачивается энергия путем помещения внутрь лазерных элементов делящегося 235U. Есть фактически два, если можно так сказать, элемента ядерного заряда – это два быстрых реактора, без всякого замедлителя, но один активный, а другой - ведомый нейтронами от первого реактора. Допустим, через активную зону одного реактора простреливается пневматикой кусок делящегося материала, или же из него на какое-то время выстреливается поглотитель нейтронов. Важно, чтобы все произошло очень быстро, т.е. очень быстро начинается цепная реакция, возникает импульсный поток нейтронов, который гасится обратной связью. Как только начинает разогреваться этот материал, а реактор обладает отрицательной обратной связью, импульс гасится. Но, конечно, потом процесс деления должен быть подавлен активными элементами аварийной защиты и т.п. Аварийная защита сравнительно медленно срабатывает, за секунды, а разогрев идет за какие-то доли секунды, т.е. получается очень короткий импульс. Дальше какое-то время выжидают (в зависимости от мощности импульсов), пока это все остынет и тогда возникает готовность к повторному импульсу.

Другой тип импульсной реакторной установки работает и сейчас в Дубне в Объединенном институте ядерной энергии в лаборатории нейтронной физики. Это импульсный реактор периодического действия, устроенный таким образом, что одна часть делящегося материала закреплена неподвижно (рис.4.1), а вторая закреплена в диске, вращающемся с большой скоростью. Когда эти куски делящегося материала не находятся друг против друга, система подкритична, но когда происходит совмещение делящихся кусков, то в этом положении возникает нейтронный импульс, система становится надкритичной. Но на самом деле, если бы это было сделано именно так, то импульсы следовали бы один за другим очень быстро, потому что это все вращается с большой скоростью. Средняя мощность была бы большая, требовалась бы мощная система теплоотвода, и.т.д. А на самом деле здесь находится еще один диск, соединенный через редуктор где находится еще один кусок делящегося материала (или отражателя, это не важно), важно то, что этот диск вращается со скоростью, в сто раз, допустим, меньше, чем тот диск, который соединен через редуктор. И условия для мощного импульса надкритичности возникают только тогда, когда произойдет совмещение всех трех частей делящегося материала. Таким образом, меняя передаточное отношение, можно регулировать частоту импульсов и получать нужный результат. Эта установка является уникальной, в мире аналогов ей нет. Научная основа этой установки была разработана здесь, в Физико-энергетическом институте. Но, нужно сказать, что если бы сейчас вышли с такой идеей, я сомневаюсь, что Атомнадзор позволил бы создать такую установку. Но поскольку она создавалась, наверное, лет сорок назад, когда, все правила ядерной безопасности еще создавались. Сейчас на работу есть лицензия и, в принципе, установка безопасно эксплуатируется. Есть здесь и система аварийной защиты, которая срабатывает по средней мощности (вводятся поглотители). Вот, собственно, коротко о реакторах импульсного типа. На этом мы классификацию реакторов закончим и перейдем к следующему разделу.

Основные типы взаимодействия нейтронов с ядрами, важные для цепной реакции деления

Исходя из знакомого уже нам соотношения для эффективного коэффициента размножения нейтронов , мы можем понять состояние реактора – надкритическое, критическое или подкритическое, в зависимости от того, кэфф > 1, кэфф = 1 или кэфф < 1. Но это соотношение совершенно не позволяет понять связь между процессами взаимодействия нейтронов с ядрами, т.е. в этой величине kэфф нет никаких характеристик взаимодействия нейтронов с ядрами.

Давайте последовательно рассмотрим три этих составляющих, входящих в кэфф, которые влияют на баланс нейтронов в реакторе и разберем, от каких процессов взаимодействия нейтронов с ядрами зависят скорости этих процессов.

Итак, начнем с числителя. Скорость рождения нейтронов Р. Скорость рождения нейтронов определяется числом делений ядер в 1 секунду во всем реакторе или числом делений в 1 секунду 1 см3 реактора.

Вопрос – в активной зоне?

Конечно, потому что в отражателе делящихся материалов нет. Если я специально не оговариваю, мы дальше в основном будем рассматривать только голый реактор, без отражателя.

Давайте посмотрим, от каких параметров зависит скорость делений или число делений в 1 см3 в 1 секунду. Ясно, что чем в больше нейтронов реакторе (вообще в реакторе, и в 1 см3), тем больше должно быть делений. Потому что делящиеся ядра взаимодействуют с нейтронами - чем их больше, тем интенсивнее взаимодействие. Но на самом деле, если бы нейтроны не передвигались, никуда не летели, они и не долетали бы до ядер. Вот у нас в пространстве есть какие-то ядра, шарики, и есть нейтроны - если нейтроны никуда не летят, то они и не взаимодействуют. Значит, для взаимодействия нужно, чтобы нейтроны летели и когда-то столкнулись бы с ядрами. Вот это определяется величиной, которая получила название поток нейтронов (будем обозначать ее Ф), которая представляет собой произведение плотности нейтронов n на скорость нейтронов v

Ф = n×v. 

Число нейтронов в 1 см3 – вот что такое плотность нейтронов n, а v – это скорость нейтронов в см/сек.

Когда вы умножаете плотность нейтронов на скорость, получается поток и размерность потока [нейтр./см2×с], т.е. поток представляет собой количество нейтронов, пересекающих в 1 с площадку 1 см2. Вот что такое поток нейтронов. И ясно, чем больше поток нейтронов, тем больше должно быть и число делений, плотность делений.

Теперь дальше - от чего зависит скорость делений, скорость рождения нейтронов?

Она, конечно, зависит от количества делящихся ядер в 1 см3. Если в рассматриваемом объеме находится одно ядро, то при одном и том же потоке нейтронов было бы одно количество делений, а если ядер будет больше в сто раз – то вероятность взаимодействия будет в сто раз больше. Значит, следующий параметр, который нам нужен, это величина ядерной концентрации, которую мы обозначим буквой r. Но здесь мы должны поставить индекс, поскольку мы уже обозначали буквой r реактивность (r = kэфф – 1) (букв не хватает греческих). Если речь идет о ядерной концентрации, то у буквы r обязательно должен быть индекс – или это индекс химического элемента, допустим, rZr, rH, rO, или индекс изотопа. Вот для урана, что толку писать rU, нужно писать r5 или r8. Реактивность r безразмерная величина, а размерность ядерной концентрации – ядер/см3, если рассматривать делящееся ядро 235U, то r5 - число (в данном случае) делящихся ядер в см3.

Вопрос – это получается плотность ?

Это называется концентрация ядер, потому что плотность – это обычно в г/см3, а это ядерная плотность или ядерная концентрация, т.е. число ядер в 1 см3. В данном случае r5 - плотность ядер изотопа 235U, не вообще урана, если стоит индекс 5.

Вопрос – и называется эта величина как?

Ядерная концентрация 5U, в данном случае. А вообще то r - это ядерная концентрация, т.е. число ядер данного типа в 1 см3.

Как она вычисляется, мы потом рассмотрим. Но это еще, конечно, не все, для того, чтобы получить скорость делений. Важно еще знать вероятность нейтрону разделить ядро. Допустим, нейтрон уже попал в ядро, но ведь надо знать меру вероятности, когда ядро разделится. Так вот, вероятность ядерной реакции, в данном случае вероятность реакции деления, определяется величиной, которая обозначается s и называется микроскопическим сечением. Когда мы подставим индекс f, это уже будет микроскопическое сечение деления sf. Существует много ядерных реакций (мы их потом будем рассматривать), но сейчас, для определения скорости делений, определения вероятности делений надо рассмотреть именно сечение деления. Но одного индекса поставить мало, поскольку существуют разные делящиеся ядра. Мы уже знаем – есть 235U, а есть 239Pu, значит, если мы еще сверху поставим второй индекс , - вот тогда мы определим микроскопическое сечение деления 235U, т.е. если стоят два индекса, то f – обозначает деление, а 5 означает, что относится это деление к 235U.

Какова размерность этой вероятности или микроскопического сечения? Оказывается, что размерность микроскопического сечения равна [см2], т.е. это площадь, и измеряется единица площади. Вообще, это очень легко понять, даже название - поперечное сечение. Представить себе, что ядро – это шарик (рис.4.2). Что такое сечение? Острым ножом разделим шарик по большому диаметру и половину отбросим. Мы будем видеть половинку шарика и площадь сечения – это и есть величина, которая называется микроскопическим поперечным сечением взаимодействия нейтронов. Поэтому и размерность ее [см2].

Но, естественно, ядро очень маленькое, и эта площадь очень маленькая, поэтому введена единица измерения микроскопического сечения, которая получила название барн. В справочниках по ядерным константам сечение всегда дается в барнах, не см2, а барн. Но между ними очень простая связь: 1 барн = 10-24 см2, потому что ядро очень маленькое. Но зато концентрация ядер большая, обычно в веществе в среднем 1022 – 1023 ядер в 1 см3. Когда перемножаются сечение взаимодействия и ядерная концентрация, получаются нормальные величины. Поэтому все микроскопические сечения измеряются в барнах или миллибарнах – это является основной единицей. Ввели этот термин американцы, это, по-моему, шарик для игры в гольф. Кто первый ввел термин, с тех пор так и идет.

Значит, вот эти три параметра – поток нейтронов, ядерная концентрация и микроскопическое сечение – полностью определяют скорость реакций в 1 см3. Если мы обозначим буквой f (f – это первая буква английского слова fission, деление), число делений в 1 см3 среды в 1 с, то эта скорость делений будет равна произведению потока нейтронов Ф на ядерную концентрацию r (в данном случае 5U, т.к. мы рассматриваем свежую топливную загрузку, еще Pu нет) на микроскопическое сечение деления 5U

  .

Вопрос – еще раз – число делений в 1 см3 среды в 1 секунду?

Да, в 1 секунду и в данном случае не вообще делений, а делений 235U. Вот если бы у нас было два делящихся материала, 5U и 9Pu, то f состояло бы из двух слагаемых – скорость делений 235U плюс скорость делений 239Pu. Но я для простоты сейчас рассматриваю одно делящееся вещество, поэтому здесь присутствует одно слагаемое.

Вопрос – сюда подставляют сечение в см2 ?

Мы сечение подставляем в барн, из таблиц, но мы помним, что 1 барн = 1×10-24 см2, и когда мы будем рассчитывать ядерную концентрацию, мы эти 10-24 учтем, на самом деле будем подставлять ядерную концентрацию умноженную на 10-24.

Давайте в общем случае запишем случай, когда имеется два делящихся изотопа:

  .

Размерность f должна вытекать из определения, что это есть число делений  (безразмерная величина или 1, деленная на см3 и на 1 с. Т.е. размерность f показывает, что f – это число делений происходящих в 1 секунду в 1 см3. И вот именно эта величина и есть это Р, скорость рождения, вернее если еще умножить ее на объем реактора, потому что это f – это число делений в 1 см3, а Р обозначает, сколько делений происходит во всем реакторе. Р стоит в числителе формулы (1) для кэфф, а поскольку объем входит и в числитель, и в знаменатель, его можно и не учитывать.

Вопрос – т.е. Р – то же самое, что и f?

Да, т.е. на самом деле Р – это число делений, происходящих во всем объеме реактора. А чтобы получить число делений в объеме – надо число делений в 1 см3 умножить на объем в см3. Но объем будет входить и в знаменатель, поэтому переходя дальше к определению kэфф , мы можем отойти от всего реактора к 1 см3.

Вопрос – а поток?

А поток сократится, ведь он входит и в числитель, и в знаменатель, потому что все скорости процессов все равно обязательно будут пропорциональны потоку нейтронов.

Хотя для расчета kэфф поток нейтронов не нужен (он сокращается, поскольку входит и в числитель и в знаменатель), но иногда бывает нужно знать и вычислять значения потока нейтронов, потому что, например, в данном случае микроскопическое сечение берется из таблиц ядерных констант. Откуда они появились там? Из эксперимента. Т.е. на специальных приборах от источников нейтронов находят число делений и находят эту вероятность деления s - микроскопическое сечение. Мы не будем сейчас отвлекаться на это.

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