Управляемая цепная реакция.

Если цепную реакцию ограничить в ее развитии так, чтобы число нейтронов, образующихся в единицу времени, достигнув некоторого большого значения, далее перестало бы возрастать, то будет иметь место спокойно протекающая самоподдерживающаяся цепная реакция деления. Управлять реакцией удастся лишь в том случае, если окажется возможным регулировать коэффициент k_эфф размножения нейтронов достаточно медленно и плавно, причем для оптимальной системы k_эфф всего на 0,5% должен превышать единицу. Советские физики Я.Б. Зельдович и Ю.Б. Харитон теоретически показали (1939 г.), что управляемую цепную реакцию можно осуществить на природном уране.

Для развития цепного процесса в природном уране нейтроны необходимо замедлять до тепловых скоростей, поскольку в этом случае резко возрастает вероятность их захвата ядрами U с последующим делением. Для этой цели используются специальные вещества-замедлители.

Управление стационарно текущей цепной реакцией (k_эфф=1) существенно упрощается благодаря наличию запаздывающих нейтронов (см.п.3.6). Оказывается, время T «разгона» реакции (время за которое число делений увеличивается в e»2,71 раз) при небольшой степени надкритичности (k_эфф – 1 << 1) определятся только запаздывающими нейтронами:

T = t_з×b / (k_эфф - 1),

где t_з - среднее время жизни запаздывающих нейтронов (t_з~14,4с),

b - доля запаздывающих нейтронов (b ~ 0,68 % для U).

Поскольку величина t_з×b имеет порядок ~ 5×10^-2 c., то интенсивность реакции будет нарастать достаточно медленно, и реакция хорошо регулируется.

Управлять величиной k_эфф можно путем автоматического введения в активную зону веществ, сильно поглощающих нейтроны, - поглотителей.

12.3.1. Ядерный реактор

Устройство, в котором осуществляется и поддерживается стационарная ядерная реакция деления, называется ядерным реактором, или атомным котлом.

Первый ядерный реактор построен под руководством Э. Ферми в конце 1942 года (США). Первый европейский реактор создан в 1946 году в Москве под руководством И. В. Курчатова.

В настоящее время в мире работает около тысячи ядерных реакторов различных типов, которые отличаются:

· по принципу работы (реакторы на тепловых, быстрых и т.д. нейтронах);

· по виду замедлителей (на тяжелой воде, графите и др.);

· по используемому топливу (урановые, ториевые, плутониевые);

· по целевому назначению (исследовательские, медицинские, энергетические, для воспроизводства ядерного горючего и др.)

Основными частями ядерного реактора (см. рис. 4.5) являются:

· активная зона (1), где находится ядерное топливо, протекает цепная реакция деления, выделяется энергия;

· отражатель нейтронов (2), окружающий активную зону;

· система регулирования цепного процесса в виде стержней-поглотителей (3) нейтронов;

· радиационная защита (4) от излучений;

· теплоноситель (5).

Рис. 4.5.

В гомогенных реакторах ядерное топливо и замедлитель перемешаны, образуют однородную смесь (например, соли актиноурана и тяжелая вода). В гетерогенных реакторах (рис. 4.6) ядерное топливо размещено в активной зоне в виде ТВЭЛов (тепловыделяющих элементов) - блоков-стержней (1) небольшого сечения, заключенных в герметическую оболочку, слабо поглощающую нейтроны. Между ТВЭЛами находится замедлитель (2).

Рис. 4.6.

Нейтроны, образующиеся при делении ядер, не успев поглотиться в ТВЭЛах, попадают в замедлитель, где теряют свою энергию, замедляясь до тепловых скоростей. Попадая затем снова в один из ТВЭЛов, тепловые нейтроны имеют уже большую вероятность поглотиться способными к делению ядрами ( U, U, Pu). Те нейтроны, которые захватываются ядрами U, тоже играют положительную роль, восполняя в какой-то мере расход ядерного горючего.

Хорошими замедлителями являются легкие ядра: дейтерий, бериллий, углерод, кислород. Наилучшим замедлителем нейтронов является соединение дейтерия с кислородом - тяжелая вода. Однако, ввиду ее дороговизны, чаще используется углерод в виде очень чистого графита. Применяют также бериллий и его окись. ТВЭЛы и замедлитель составляют обычно правильную решетку (например, уран-графитовую).

За счет энергии деления ТВЭЛы разогреваются. Для охлаждения они размещаются в потоке теплоносителя (воздух, вода, водяной пар, He, CO₂ и др.).

Вследствие того, что в замедлителе и в ядрах-осколках деления происходит потеря нейтронов, реактор должен иметь надкритические размеры и вырабатывать излишек нейтронов. Управление цепным процессом (т.е. устранение излишка нейтронов) осуществляется управляющими стержнями (3) (см. рис. 4.5 или 4.6) из материалов, сильно поглощающих нейтроны (бористая сталь, кадмий).

Параметры реактора рассчитываются так, что при полностью введенных в активную зону стержнях-поглотителях реакция не идет. При постепенном извлечении стержней коэффициент размножения нейтронов растет, и при некотором их положении k_эфф достигает единицы, реактор начинает работать. Перемещение стержней-поглотителей производится с пульта управления. Регулирование упрощается благодаря наличию запаздывающих нейтронов.

Основная характеристика ядерного реактора его мощность. Мощности в 1 МВт соответствует цепной процесс, при котором происходит 3×10¹⁶ актов делений в 1 секунду. В реакторе имеются аварийные стержни, введение которых при внезапном увеличении мощности реакции немедленно ее сбрасывает.

В процессе работы ядерного реактора в нем происходит постепенное выгорание ядерного топлива, накапливаются осколки деления, образуются трансурановые элементы. Накопление осколков вызывает уменьшение k_эфф. Этот процесс называется отравлением реактора (если осколки радиоактивные) и зашлаковыванием (если осколки стабильные). При отравлении k_эфф уменьшается на (1¸3)%. Чтобы реакция не прекращалась, из активной зоны постепенно (автоматически) извлекаются специальные (компенсирующие) стержни. Когда ядерное топливо полностью выгорает, его извлекают (после прекращения реакции) и загружают новое.

Среди ядерных реакторов особое место занимают реакторы-размножители на быстрых нейтронах - бридеры. В них выработка электроэнергии сопровождается воспроизводством вторичного ядерного горючего (плутония) за счет реакции (3.5), благодаря чему используется эффективно не только изотоп U, но и U.(см.§3.6). Это позволяет кардинально решить проблему обеспечения ядерным горючим: на каждые 100 использованных ядер в таком реакторе производится 150 новых, способных к делению. Техника реакторов на быстрых нейтронах находится в стадии поисков наилучших инженерных решений. Первая опытно-промышленная станция такого типа (г. Шевченко) используется для производства электроэнергии и опреснения морской воды (Каспийское море).

Обычные ядерные реакторы, использующие цепную реакцию деления, будут, по-видимому, играть важную роль лишь в течение ограниченного периода времени, а реакторы-размножители - в течение нескольких ближайших столетий. Однако все они обладают двумя существенными недостатками: во-первых, дают большое количество радиоактивных отходов и, во-вторых, приводят к тепловому загрязнению окружающей среды.

Возможно, что с обеими проблемами удастся справиться, однако, существует еще один способ освобождения внутриядерной энергии - термоядерный синтез, который может оказаться и эффективнее и чище.