Реактор на тепловых нейтронах
В отличие от ядерной бомбы в реакторе осуществляется управляемая цепная реакция деления, при этом коэффициент размножения нейтронов автоматически поддерживается равным единице (с небольшими отклонениями, не превышающими обычно 0,5% при изменении режимов работы).
Принципиальная схема гетерогенного реактора на тепловых нейтронах приведена на рисунке. «Сердцем» реактора является так называемая активная зона 1, состоящая из тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов) 2. Обычно это полые стержни из циркония или легированной стали, внутри которых помещено ядерное топливо — композиции из карбида урана, содержащего как природный, так и обогащенный уран. В обогащенном уране содержание изотопа 235U уже не 0,7%, а, например, 15% или выше.
Обогащение природного урана осуществляется путем разделения изотопов. Изотоп 235U, который добавляют к природному урану, может быть заменен 233U или 239Pb, так как их свойства в отношении деления очень схожи.
Пространство между ТВЭЛами, расположенными в узлах правильной решетки (обычно шестигранной), заполнено замедлителем 3. Это может быть химически чистый графит, бериллий, тяжелая вода, обычная вода.
Поверхность ТВЭЛов омывается потоком теплоносителя 4 — диоксидом углерода, водой или жидкими металлами. В названии реакторов часто указывается, на основе какого замедлителя организована цепная реакция.
Например, уран-графитовый реактор (топливо — уран, замедлитель — графит), водо-водяной реактор (замедлитель — вода, теплоноситель — вода).
Наличие замедлителя — «родовой признак» реактора на тепловых нейтронах. Основная задача материала, из которого изготовлен замедлитель, тормозить быстрые нейтроны, возникающие в процесс деления 235U.
После того как в результате многократных соударений с ядрами замедлителя нейтрон станет тепловым, вероятность его поглощения ядром урана 235U, с последующим делением последнего, возрастает в 60 раз! В качестве замедлителя естественно использовать легкие ядра (1H, 2H, 12C), так как чем меньше масса ядра-мишени, тем больший импульс может передать ему нейтрон, а следовательно, тем интенсивнее он будет тормозиться.
Все материалы, применяемые в реакторах, отличаются высокой химической чистотой. Наличие даже микроскопических примесей элементов, легко захватывающих нейтроны, приводит к существенному уменьшению коэффициента размножения и может вообще сделать цепную реакцию невозможной.
Так как ядерное топливо в замедлителе расположено дискретно (неоднородная композиция), то такой реактор называется гетерогенным, в отличие от гомогенных реакторов, в которых топливо и замедлитель представляют собой однородную смесь. Оптимальный подбор размеров блоков замедлителя и ТВЭЛов в гетерогенном реакторе позволяет провести цепную реакцию даже на природном уране, что невозможно для гомогенного реактора, нуждающегося в дорогом обогащенном уране.
Активная зона реактора со всех сторон окружена толстым слоем отражателя 5 (графит, бериллий и т. п.), который частично возвращает назад в активную зону нейтроны, уменьшая тем самым критическую массу реактора.
К отражателю примыкает биологическая защита 6, включающая в себя многослойные композиции легких и тяжелых элементов, защищающих окружающую среду от потоков нейтронов и γ-излучения, генерируемых реактором. Обычно активная зона вместе с отражателем помещается в стальной герметический корпус, предотвращающий выход радиоактивных элементов во внешнюю среду.
Важнейшей составной частью реактора являются системы управления и защиты (СУЗы). Они представляют собой набор стержней, изготовленных из материалов, сильно поглощающих нейтроны (кадмий, карбид бора и др.), и электроприводов к ним.
При изъятии такого регулирующего стержня 7 из активной зоны нейтронный поток в его окрестности растет, а коэффициент размножения увеличивается. Изменяя положение регулирующих стержней, можно управлять распределением тепловых нейтронов по активной зоне, запускать и останавливать реактор.
На случай аварийной ситуации предусмотрены дополнительные аварийные стержни 8, введение которых в активную зону немедленно прекращает реакцию. Теплоноситель, нагретый теплом, выделяющимся при делении урана, прокачивается насосами через активную зону и, отдав тепло через теплообменник второму контуру, возвращается назад в активную зону.
Во втором (часто в третьем, четвертом) контуре устанавливается паровая турбина, которая крутит вал электрогенератора.
В процессе эксплуатации реактора химический состав активной зоны меняется за счет отравления осколками деления, среди которых присутствуют почти все элементы таблицы Менделеева. Наиболее вредные из них — изотопы ксенона 135Xe и самария 149Sm — с большой вероятностью захватывают нейтроны.
Для компенсации отравления и зашлакованности реактора регулирующие стержни с течением времени выводят из активной зоны. Таким образом, следует иметь «некоторый запас по коэффициенту размножения» в начале эксплуатации реактора (k 1,15 ? 1,3).
