История урана на Земле и влияние распада урана на состояние Земли

Составными частями любого реактора являются: а) активная зона, обычно окруженная отражателем; б) теплоноситель; в) система регулирования; г) радиационная защита; д) другие конструктивные элементы; пульт дистанционного управления.

Принципиальная схема гетерогенного ядерного реактора является активная зона, в которой протекает реакция и тем самым выделяется энергия. Основной частью реактора является активная зона, в которой протекает реакция и тем самым выделяется энергия.

Рис. 6.6 Принципиальная схема гетерогенного ядерного реактора

Активная зона состоит ядерного топлива, 3, которое размещено в тепловыделяющих элементах, объединенных общим корпусом в тепловыделяющую сборку (ТВС), и замедлителя, 2. В активной зоне реакторов на быстрых нейтронах замедлителя нет. Ценная реакция деления поддерживается потоком нейтронов, которые непрерывно возникают и поглощаются в активной зоне реактора. Однако некоторая часть нейтронов вылетает из пределов активной зоны в окружающее пространство. Поэтому для снижения нейтронов активную зону окружают слоем отражателя 5, способного хорошо рассеивать нейтроны. *За отражателем располагают биологическую защиту 6, которая предохраняет персонал и окружающее пространство от опасного ионизирующего излучения реактора. Управление ценной реакцией осуществляется с помощью поглощающих стержней 1, обладающих способностью большого захвата нейтронов. Во время работы энергетического реактора выделяется значительная количество теплоты, которое непрерывно отводится потоком теплоносителя 7 через каналы охлаждения 4, расположенные внутри (*В реакторах на быстрых нейтронах в отражатель часто вводят большие количество не делящихся тепловыми нейтронами, но способны к воспроизводству изотопов U²³⁸ или Th²³². Наличие этих тяжелых ядер резко уменьшает альбедо отражателя, но зато позволяет повысить воспроизводство горючего. Такой отражатель называют зоной воспроизводство) активной зоны. Активная зона с отражателем часто заключается в стальной кожух.

Критических реактор, у которого при стационарной работе всегда должно выполняться условие к_эф.=1 является идеализированной моделью реальной системы. Даже выход реактора на рабочие параметры сопровождается ростом температуры и, следовательно, с изменением физических свойств активной зоны и эффективного коэффициента размножения.

Состояние реактора точки зрения критичности (способности к поддержанию ценной реакции деления) чаше всего характеризуют реактивностью (относительным отклонением к_эф от 1.)

Нулевая реактивность соответствует критическому состоянию реактора к_эф.=1, положительная - надкритическому (к_эф.>1) и отрицательная - подкритическому (к_эф<1). Реактивность характеризует реакцию активной зоны на изменение её размножающих свойств в результате воздействия различных факторов.

Рассмотрим основные факторы, вызывающие нарушение нейтронного баланса в активной зоне и изменение реактивности: 1) температурные эффекты, 2) изменение состава ядерного топлива, 3) отравления и шлакование реактора.

Температурный коэффициент реактивности.

Реактивность зависит от температуры, так как нагревание или охлаждение реактора сопровождается изменением объема реакторы и физических свойств его материалов. В процессе нагревания реактора плотность веществ, входящих в состав активной зоны и отражателя, уменьшается, растет их температура и температура нейтронов, а объем реактора увеличивается. Каждый из этих эффектов влияет на реактивность.

Длина диффузии L и длина замедления L_s обратно пропорциональны плотности вещества. Следовательно, нагревание реактора приводит к увеличению обеих величин, а значит, и к увеличению утечки нейтронов из реактора. Этот эффект особенно заметен у жидкостей. Так, плотность воды, нагретой под давлением от 100 до 300 , падает почты в 1.5 раза. На длину диффузии оказывает влияние ещё и температура нейтронов. Сечение поглощение реакторных материалов _а v. Так как средняя скорость тепловых нейтронов растет вместе с нагреванием реактора, то и длина диффузии L становится больше. Итак, увеличение длины диффузии и длины замедления нейтронов повышает утечку нейтронов из реактора и уменьшает реактивность. Увеличение объема нагреваемого реактора, наоборот, снижает утечку нейтронов и увеличивает реактивность.

Однако это только одна из особенностей влияния температуры реактора на реактивность. Ко второй особенности относится изменение коэффициента использования тепловых нейтронов. В гетерогенном реакторе плотность потока тепловых нейтронов неравномерна по ячейке. Чем меньше длина диффузии тепловых нейтронов, тем больше неравномерность плотности потока Ф и тем меньше коэффициент -S. Рост длина диффузии замедлителя и ядерного топлива во время нагревания реактора частично выравнивает величину Ф по ячейке, и коэффициент использования тепловых нейтронов становится больше.

Рассмотрим третью особенность влияния температуры реактора на реактивность. При нагревании веществ резонансные пики уширяются и замедляющиеся нейтроны в резонансной области поглощаются интенсивнее. Это явление называют Доплер - эффектом. Следовательно, с повышением температуры ядерного топлива и конструкционных материалов, в состав которых входят резонансные поглотители (U²³⁸,Zч и др.) снижаются вероятность избежать резонансный захват и реактивность.

Таким образом, наблюдается очень сложное изменение реактивности при нагреве реактора, которое называют температурным эффектом. Он характеризуется температурным коэффициентом реактивности _t, который показывает изменение реактивности при равномерном нагревании реактора на 1⁰: . Коэффициент _t, как правило, зависит от температуры. Однако в небольших интервалах температур _t практически постоянно. В таких интервалах зависимость реактивности от температуры описывается линейным законом: _t(t-t₀),

Где t₀ и t - начальная и текущая температуры реактора.

Работа реактора в стационарных и переходных режимах устойчива и безопасна при отрицательном _t . Пусть t₀- температура реактора в стационарном режиме. При нормальной работе реактора t=t₀ и . Если мощность реактора по каким-либо причинам увеличится, за этим последует повышение температуры реактора до t>t₀. Реактивность реактора становится отрицательной, и мощность возвращается к исходному уровню. При снижении уровня мощности реактор охлаждается до температуры t<t₀ , вследствие чего появляется положительная реактивность и заданная мощность восстанавливается. Таким образом, реактор с отрицательным температурным коэффициентом реактивности само регулируется без включения системы регулирования.

Совершенно по-другому ведет себя реактор с положительным температурным коэффициентом реактивности. Случайное повышение мощности ведет к появлению положительной реактивности и дальнейшему росту мощности реактора, а понижение мощности - к выключению реактора, Реакторы с положительным коэффициентом_t неустойчивы в работе и для предотвращения недопустимого роста мощности требуется вмешательство системы регулирования реактора. Поэтому при проектировании стремятся найти вариант реактора отрицательным _t в области рабочих температура

Изменение состава ядерного топлива

Во время работы реактора заметно изменяется состав активной зоны: делится часть ядер исходного топлива, появляются продукты деления и в результате поглощения нейтронов образуются новые нуклиды (плутоний).

В ядерных реакциях деления и радиационные захвата за компанию (время непрерывной работы твэла в активной зоне) расходуется масса делящегося вещества . В энергетических реакторах важным технико-экономическим показателем является глубина выгорания ядерного топлива: здесь М- загрузка урана (плутония) в активной зоне. Чем большая глубина выгорания может быть достигнута в данном реакторе, тем больше продолжительность кампании реактора, времени непрерывной работы без добавления нового (свежего) топлива и тем, следовательно, ниже затраты на топливный цикл. Экономически выгодно высокое выгорание ядерного топлива. Это снижает годовой расход технологических каналов на АЭС, а также расходы их изготовления и химическую переработку ядерного топлива.

Выгорание ядерного топлива, связанное с уменьшения, концентрации ядер U²³⁵ вследствие деления или превращение в нуклиды U²³⁶, пропорционально выделенной энергии. Поэтому глубину выгорания определяют также энергией, полученной с единичной массы первоначально загруженного в реактор ядерного топлива (МВт. сут./кг): Е_выг =Q/М_ят. Эта величина зависит от типа реактора (вида ядерного топлива, обогащения и др. факторов), поэтому ее значение изменяется в широких пределах. Для реакторах на тепловых нейтронах Е_выг. = 20 МВт.сут/кг, для реакторах на быстрых нейтронах Е_выг достигает 100МВт.сут./кг. Приведенные значения показывают, что на АЭС в течение года расходуется столько же ядерного топлива, сколько органического топлива на ТЭС в течение только 1 час.

Одновременно с выгоранием исходного (первичного) ядерного топлива происходит накопление нового (вторичного) топлива в соответствии с ядерной реакцией. Отношение количества ядер образовавшегося вторичного топлива (₂ например, для Pu²³⁹) к количеству ядер выгоревшего первичного топлива ₁ (например для U²³⁵) называют коэффициентом воспроизводства:

КВ=.

В реакторе на тепловых нейтронах доля нейтронов, поглощаемых U²³⁸, зависит от обогащения урана и шага решетки. Чем меньше обогащение, тем U²³⁸ ктивной зоне и тем больше его атомов провращается в атомы плутония. В реакторах на тепловых нейтронах значение КВ всегда < 1. Так, для естественного урана КВа для слабо обогащенного урана КВ Размер шага решетки влияет на резонансное поглощение нейтронов в U²³⁸. Чем теснее решетка твэлов, тем меньше нейтронов избегает резонансного захвата. Величина КВ возрастает, если ядерное топливо приготовлено из природного или слабо обогащенного урана, а твэлы размещены в активной зоне с небольшим шагом.

В реакторах на быстрых нейтронах может быть достигнут КВ>1 (количество вторичных делящихся ядер>, чем первоначально загруженных). Такие ядерные реакторы, в которых обычно используют U - Pu - топливо, называют

Реакторами - раз множителями. В них может быть достигнуто расширенное воспроизводство делящих материалов (КВ.

Как влияет накопление Pu в активной зоне на реактивность? Отношение сечение поглощения Pu²³⁹ и U²³⁵ и замена ядра U²³⁵ ядром Pu²³⁹ в ядерном топливе увеличивает коэффициент теплового использования f. Появление Pu повышает реактивность реактора, и тем сильнее, чем>КВ. При величинах КВ>0,8 плутоний не только компенсирует выгорание U²³⁵, но и пополняет запас реактивности. Этим эффектом можно значительно удлинить кампанию реактора.

Отравление и шлакование реактора.

Снижение реактивности во время работы реактора связано наряду с выгоранием топлива также с появлением осколков деление и многочисленных продуктов их радиоактивного распада, т.к некоторые из них обладают очень высоким сечением поглощения нейтронов. По характеру воздействия на значение реактивности продукты деления разделяют на две группы. В первую группу включает радиоактивные нуклиды с высоким сечением захвата. Поглощение нейтронов такими ядрами и происходящее при этом снижение реактивности называют отравлением реактора. Ко второй группе относят стабильные и радиоактивные нуклиды, имеющие сравнительно малое поглощение нейтронов. Такие нейтроны называют шлаками, а процесс снижение реактивности при поглощении нейтронов такими ядрами - шлакованием.

Отравление реактора определяется двумя нуклидами:

¹³⁵Хе₅₄ ( и ¹⁴²Sт₆₂ (

Около 5% ядер Хе¹³⁵ образуется непосредственно после деления, а 95% - в цепочке:

При делении Pu²³⁹ или U²³⁵ медленными нейтронами с вероятностью 6% получается осколок ₅₂Те¹³⁵, который практически сразу же превращается в ядро J¹³⁵ путем распада. Этот изотоп тоже -активен, но Т_1/2 уже ровен 6,7 час. Продуктом распада J¹³⁵ является Хе¹³⁵-сильнейший поглотитель тепловых нейтронов. Изотоп Хе¹³⁵ в свою очередь претерпевает распад с Т_1/2=9,2 час и превращается в практически стабильный изотоп Cg₅₅.

При стационарном режиме реактора устанавливается равновесная концентрация ядер Хе¹³⁵ из J¹³⁵ и скорости их убивание за счет захвата нейтронов (превращение в Хе¹³⁵), а также от собственного распада Хе¹³⁵. Изменение мощности ядерного реактора приводит к нарушению динамического равновесие между образованием и убылью ядер Хе¹³⁵. *В максимальной степени этот эффект проявляется при остановке реактора. После остановки реактора прекращаются образование ядер J¹³⁵ и убыль ядер Хе¹³⁵ за счет поглощение нейтронов в реакции Хе¹³⁵+n Хе¹³⁶. Накопившиеся к моменту остановки ядра J¹³⁵ и Хе¹³⁵ продолжают распадаться. Но распад J¹³⁵представляет собой рождение Хе¹³⁵, причем этот процесс происходят быстрее, чем распад Хе¹³⁵. Поэтому концентрация Хе¹³⁵ временно увеличивается пока л_ХеN_Хе< л_JN_J. При л_ХеN_Хе> л_JN_J концентрация Хе¹³⁵ начинает убывать сначала медленно, затем быстро. Накопление Хе¹³⁵ до некоторого максимального значение приводить к существенному снижению реактивности и появлению так называемой иодной ямы*. В результате распада ядер Хе¹³⁵ примерно через 40г происходить восстановление реактивности до исходного состояния.

С эффектом отравления связано проявления неустойчивости реактора, особенно при плотностя л потока Ф?10^18нейтр(см².с)

Обычно температура коэффициента реактивность _t<0. При таком коэффициенте _t неустойчивость реактора из-за эффекта отравления подавляется частично или полностью самим реакторам. Если _t>0, то стационарный режим реактора можно поддерживать только перемещением поглощающих стрежней.

Сечение поглощение Хе¹³⁵ резко падает в области энергий нейтронов >1эВ. Поэтому накопление Хе¹³⁵ в активной зоне почти не влияет на реактивность реакторов на промежуточных и быстрых нейтронов.

Шлакуюшие ядра (шлака) имеют сравнительно небольшое сечение поглощения. Оно изменяются у различных от 1 до 400 б. Вследствие этого убыль шлаков в активной зоне значительно меньше их образования при делении ядер, и концентрация шлаков в ядерном топливе непрерывно растет, достигая максимума в конце компании. Шлаки интенсивно поглощают тепловые и резонансные нейтроны. Поэтому накопление шлаков в ядерном топливе уменьшает реактивность реакторов на тепловых и промежуточных нейтронах.

Рассмотренные физические процессы в реакторе связаны с дополнительной потерей нейтронов в активной зоне, поэтому для компенсации происходящего снижения реактивности необходимо (оно не наблюдается в реакторах с плотностью потока нейтронов Ф<10^{17нейтр.}/м².с) увеличить начальную загрузку ядерного топлива но сравнению с критическим значением, которое характеризуется запасом реактивности:

где - максимально возможное значение к_эф при полностью извлеченных из активной зоны поглотителей нейтронов. В активную зону реактора загружают делящееся вещество массой М, большей критической М_кр в несколько десятко в раз. Избытком делящегося вещество М₀=М-М_кр в реакторе создается запас реактивности, который необходим для компенсации выгорания топлива _выг, отравления реактора _отр, шлакования _шл. , температурных эффектов _т, а также для компенсации иодной ямы при небольшом снижении мощности или пуске реактора после запланированной остановки _оп (оперативный запас реактивности):

Воспроизводство вторичного ядерного топлива в активной зоне увеличивает запас реактивности на

Запас реактивности зависит от вида ядерного реактора, например, для реакторов на тепловых нейтронах =0,17 а в реакторах на быстрых нейтронах существенно меньше.

В течение работы реактора запас реактивности вследствие рассмотренных выше факторов снижается и в определенный момент времени обращается в нуль (завершение кампании реактора). Т.о, определяет кампанию реактора.

Оперативное изменение эффективного коэффициент размножения, удержание реактора в критическом и под критическом состояниях осуществляется системой управления и защиты (СУЗ). В СУЗ входят рабочие органы, механические устройства, детекторы, приборы контроля, усилительная схемы. Можно выделить три основные функции СУЗ:

1) Компенсация избыточной реактивности

2) Изменение мощности реактора, включая его пуск и остановку, а также регулирование (поддержания ) мощности при малых, но достаточно быстрах отклонения от критичности, вызванных случайными колебаниями параметров.

3) Аварийная защита реактора (быстрое и надежное гашение ценной реакции деления). Основной частью СУЗ являются рабочие органы, представляющие собой поглощающие стержни, которые вводят в активную зону. Чем глубже в активной зоне находится поглощающий стержень, тем больше захват нейтронов и ниже коэффициент размножения. В качестве поглощающих материалов используют бор, кадмий и др. Наибольше распространение получие карбид бора В₄С, имеющий необходимую термическую и радиационную стойкость. Поглощение нейтронов происходит в основном на изотопах ₄₈Cd¹¹³ и ₅В¹⁰, сечение поглощения на которых равны соответственно 2*10⁴ б и 4*10³б для тепловых нейтронов.

Быстрые нейтроны сравнительно слабо поглощаются в стержнях. Поэтому для регулирования быстрых реакторов малых размеров используют удаление отражателя от активной зоны и приближения к ней. В соответствии с функциями СУЗ поглощающие стержни разделяют на три группы: стержни автоматического регулирования (АР), компенсирующие стержни (КС) и стержни аварийной защити (АЗ). Стержни АР служат для изменения мощности реактора и поддержания её на заданном стационарном уровне. Перемещение стержней АР изменяет реактивность активной зоны и тем самым переводит реактор в различные состояние: надкритическое (рост мощности ), критическое (стационарный уровень мощности) и под критическое (снижение мощности).

Компенсирующие стержни служат для компенсации запаса реактивности во время работы реактора и создания необходимой под критичности в остановленном реакторе. В начальный период работы реактора они находятся в крайнем нижнем положении, т.е. полностью введены в активную зону. По мере работы реактора запас реактивности уменьшается, и КС постепенно выводятся из активной зоны. Вывод их в крайнее верхнее положение свидетельствует о выработке всего запаса реактивности, о завершении кампании реактора. Для продолжения дальнейшей работы реакторы требуется замена отработавшего ядерного топлива на свежее.

Введение в активную зону большою числа КС сопряжено с физическими к техническими трудностями. Поэтому при наличии КС в различные компоненты активной зоне дополнительно вводят выгорающий поглотитель. Во время работы реактора количество ядер выгорающего поглотителя непрерывно уменьшается в следствия захвата нейтронов и превращения их в др. нуклиды с низким сечением поглощения.

Для прекращения ценной реакции деления при возникновении аварийных ситуаций, требующих немедленной остановки реактора, в активную зону с максимальной скоростью вводят стержни аварийной защиты. Стержни АВ находятся в работающем реакторе вне активной зоны, а при необходимости под действием собственного веса или специальных устройств быстро падают в активную зону, снижая её реактивность и прекращая ценную реакцию деления.

Из активной зоны реактора выходит мощный поток нейтронов, примерно в 10¹¹ раз превышающий излучение, предельно допустимое санитарными нормами. Кроме того, в результате - распада образуется поток - излучения примерно такой же мощности. Защита должна в достаточной степени ослаблять оба потока. Наилучшей защитой от - излучения являются материалы с большим Z. Для защиты от нейтронов наряду с хорошими поглотителями необходимы материалы, эффективно замедляющие нейтрона, потому что проникающая способность особенно велика для быстрых нейтронов. В качество замедлителей в защите используются легкие элементы и элементы, на которых идет интенсивное неупругое рассеяние нейтронов (Fe, Pb и др.), При расчет защиты реактора необходимо учитывать, что при радиационном захвате (n) на ядрах защиты могут вылетать довольно жесткие -квант (Fe, и Pв), замедлители и поглотители нейтронов (вода, бор, бетон и др.). Хорошей и дешевой защитой от нейтронов и-квантов является бетон с железным заполнителем.

Отвод тепла из реактора (активной зоны) осуществляется теплоносителем. На АЭС и транспортных энергетических установках это тепло используют для получение водяного пара, который приводит в движение турбогенераторы. Тепловая схема ЯЭУ может быть одно-, двух- и трехконтурной.

Одно- и двухконтурные схемы применяют с реакторами на тепловых нейтронах с водным теплоносителем, трехконтурные - с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем.

В одноконтурной схеме пар вырабатывается непосредственно в реакторе. Полученная пароводяная смесь подается в барабан - сепаратор, отсепарированный насыщенный пар поступает в паровую турбину. Отработавший в турбине пар конденсируется, и конденсат после подогрева циркуляционным насосом подается в реактор. В такой схеме теплоноситель является одновременно и рабочим телом в паросиловом цикле. Одноконтурная установка в схемном отношении является наиболее простой и обладает большой тепловой экономичностью. Однако пароводяная смесь, проходя через реактор, становится радиоактивной. Хотя основное количество радиоактивных вещество остается в отсепарированной воде, некоторая часть твердых частиц (в основном продуктов коррозии, обладающих наведенной радиоактивностью) в месте с паром поступает в паропроводы накапливается в турбине и др. оборудовании. Это предъявляет повышенные требование к - биологической защите, затрудняет проведение контроль и ремонта оборудования.

В 2^х-контурной схеме теплоноситель и рабочие тело движутся по самостоятельным контурам общим оборудованием, для которых является парогенератор. Контур теплоносителя называется первым а контур рабочего тела -вторым. Нагретый в реакторе теплоноситель, находящийся под большим давлением поступает в парогенератор, отдает свое тепло рабочему телу и главным циркуляционным насосом возвращается в реактор. В системе первого контура находится компенсатор давления (объема), регулирующий давление в контуре при изменении температуры и других факторов. Полученный в парогенераторе пар подается в турбину, совершает в ней работу и конденсируется, конденсат питательным насосам подается после подогрева в парогенератор.

Наличие в контуре парогенератора с одной стороны усложняет установку и снижает ее экономичность, а с другой стороны способствует существенному снижению радиоактивности втором контуре. Стремление избежать закипание теплоносителя в активной зоне реактора приводить к необходимости иметь в первом контуре давление, существенно превышающее давление во втором. Поэтому возможно радиоактивное загрязнение второго контура из-за негерметичности теплопередающей поверхности парогенератора.

Использование в качестве теплоносителя натрия, который становится радиоактивным в нейтронном поле, вызывает необходимость применения трехконтурной схемы. Радиоактивный натрий первого контура из реактора направляется в теплообменник, где отдает свою теплоту натрию промежуточного контура и циркуляционным насосам возвращается в реактор. Натрий промежуточного контура передает тепло рабочему телу (воде) в парогенераторе, откуда полученный пар высоких параметров поступает на турбину. Давление натрия в промежуточном контуре поддерживается более высоким, чем в первом контуре, тем самым исключается протечка радиоактивного натрия в промежуточный контур и его взаимодействие с водой. 3-^хконтурная схема вызывает дополнительное увеличение капитальных затрат на 15-20%, однако при этом обеспечиваются условия безопасной эксплуатации реакторной установки.

Отвод тепла выделяющего в реакторе, осуществляется теплоносителями (вода, тяжелая вода, углекислый газ, гелий, натрий и др).

Выбор теплоносителя представляет комплексную задачу. Теплоноситель должен обладает определенными свойствами, которые объединяются в 4 группы.

1. Ядерно-физические свойства. Теплоноситель должен иметь малое сечение захвата нейтронов. Это условие особенно важно для реакторов на тепловых нейтронах. Для таких реакторов желательно, чтобы теплоноситель состоял из элементов с малыми атомными весами, что способствует процессу замедления нейтронов деления. В то же время для реакторов на быстрых нейтронах теплоноситель не должен содержать элементов с малым атомным весом. В теплоносителе не должна возникать высокая наведенная активность, связанная с радиационным захватом нейтронов.

2. Теплофизические свойства. Теплоноситель должен обеспечивать интенсивный теплосъем активной зоны реактора. Коэффициент теплоотдачи зависит в основном от коэффициента теплопроводности. Самая высокая теплопроводность - у жидких металлов, особенно у натрия, самая низкая - у газов.

Вязкость теплоносителя оказывает сильное влияние на гидродинамические характеристики потока. Снижение коэффициент вязкости повышает интенсивность теплосъема в активной зоне и снижает расход мощности на прокачку теплоносителя. Поэтому у теплоносителя должны быть низкие значения коэффициент вязкости.

В условиях малого проходного сечения и ограниченной скорости теплоносителя в активной зоне особо важное значение приобретает объемная теплоемкость. Для теплоносителя она должна быть высокой.

Высокий температурный уровень на выходе реактора можно получить в том случае, если жидкий теплоноситель имеет низкое давление паров, т.е. достаточно высокую точку кипения при атмосферном давлении. С другие стороны, он должен иметь также достаточно низкую точку плавления, чтобы не происходило затвердевания теплоносителя во время остановки реактора. Эти 2 требование, являются противоречивыми. Только жидкие металлы и расплавленные соли имеют широкую температурную область жидкой фазы.

Любое поглощения нейтронов теплоносителем и конструкционными материалами уменьшает число нейтронов, участвующих в реакции деления. Нейтроны не должны реагировать с теплоносителем, образовывая при этом значительное число радиоактивных изотопов. Радиоактивные вещества, циркулирующие в контуре охлаждения, усугубляют эксплуатационные трудности.

Жидкости, обладающие малой вязкостью, требуют много меньшей мощности на про качкоз из по реакторным контурами чем жидкости с высокой вязкостью. Вязкость вещества зависит от температуры, причем для жидкостей она уменьшается, а для газов увеличивается с ростом температуры.

3. Коррозионно-эрозионные свойства. Теплоноситель должен оказывать минимальное коррозионно - эрозионное воздействие на конструкционные материалы реакторной установкой, т.е. иметь слабую химическую активность. На степень протекания процессов коррозии большое влияние оказывает содержание и состав примесей в теплоносителе. Поэтому для обеспечения нормальной эксплуатации реакторной установки должны быть предусмотрены технические средства для контроля и очистки теплоносителя.

4. Эксплуатационные свойства. Чтобы исключить образование вредных и опасных примесей и избежать отложений на поверхности твэлов, теплоноситель должен обладать термической и радиационной стойкостью. Для обеспечения условий безопасной эксплуатации у теплоносителя должны быть низкая хим. Активность, отсутствовать токсичность и наведенная радиоактивность. Теплоноситель должен быть совместим с материалами реакторных контуров, не вызывать их коррозию даже в условиях высокого потока излучения в активной зоне.

Стоимость и доступность.

Так как количество теплоносителя в ядерном реакторе очень велико (сотни тонн), то важно, чтобы его стоимость была минимальна. Кроме того, могут быть утечки теплоносителя, и в некоторых случаях это может привести к значительным денежным потерям. Идеальный теплоноситель должен быть легко получаем в достаточно чистом виде.

Рассмотренные свойства различных теплоносителей показывает, что нет идеального теплоносителя, который в равной степени удовлетворил бы всем предъявляемым к нему требованиям. Каждый из теплоносителей имеет свои преимущества и недостатки.

Рассмотрим индивидуальные характеристики теплоносителей.

Обычная (легкая) вода является наиболее освоенным теплоносителем в ядерных энергетических установках. Большой опыт её использование имеется в тепловой энергетике. Хорошие замедляющие свойства воды позволяют использовать ее одновременно в качестве теплоносителя и замедлителя.

Чистая, не содержащая примесей вода практически не активируется в активной зоне, так как не существуют долгоживущих радиоактивных нуклидов водорода и кислорода.

Природная вода содержит небольшое количество тяжелой воды (0,017%), различных примесей и растворенных газов делает воду химически активной о металлами. Поэтому воду, прежде чем использовать ее как теплоноситель, очищают от примесей выпариванием и удаляют из воды газы. В первом контуре циркулирует радиоактивная вода. Основной источник активности вода - это примеси, появление которых в воде связано с коррозией узлов первого контура и технологическими загрязнениями делящимися веществами внешней поверхности твэлов. Концентрацию радиоактивных примесей в воде снижают фильтрованием.

Вода позволяет обеспечить высокие коэффициенты теплоотдачи от твэлов и тем самым создать интенсивный теплосъем в активной зоне. Значения теплосъема ограничивается возникновением кризиса теплообмена на поверхности наиболее энергонапряженного твэла (переход пузырькового режима кипения в пленочный режим).

Для перекачки воды ввиду ее низкой вязкости можно применять наиболее эффект устройства - быстроходные центробежные насосы. При этом затрачивается сравнительно малая мощность на перекачку теплоносителя. Вода имеет самую высокую объемную теплоемкость по сравнению о др. теплоносителями. Это одно из самых ценных свойств водного теплоносителя, позволяющего создать в реакторе небольшой подогрев и тем самым снизить уровень термических напряженный при тепловых ударах (сбросах стержней зоны). Вода имеет достаточно низкую температуру затвердевания, поэтому при монтажных и эксплуатационных условиях не требуется специальная система обогрева. Вода совместима со многими конструкционными материалами, безопасна в обращении, нетоксична и даже при условии очистки имеет низкую стоимость. Водный теплоноситель обладает хорошей термической стойкостью и является практически устойчивым, по отношению к радиационному излучению.

Народу с положительными моментами применение воды в качестве теплоносителя имеет свои недостатки и вызывает определенные трудности. Сравнительно большое сечение захвата тепловых нейтронов приводит к повышению обогащение ядерного топлива. Низкая температура кипения воды требует поддержания высокого давления в ядерном реакторе (до 20МПа) для получения приемлемых параметров пара и ликвидации кризисных явлений. Это усложняет и безопасность.

Тяжелая вода по своим химическим и теплофизическим свойствам мало отличается от обычной воды. Она практически не поглощает нейтронов, это дает возможность использовать в качестве ядерного топлива природный уран в реакторах с тяжеловодным замедлителем. Однако тяжелая вода пока мало применяется ввиду её высокой стоимости.

Жидкие металлы (Na,Li, k и др.) обладают хорошими теплофизическими свойствами (высокая теплопроводность и низкая вязкость), которые позволяют осуществить в ядерном реакторе интенсивный теплосъем. Высокая температура кипение жидких металлов дает возможность получить в реакторе высокую температуру теплоносителя при низком давлении (около 1МПа). Это обеспечивает высокий КПД АЭС. Ядерные реакторы с жидкометаллическими теплоносителями способны работать как на тепловых, так и на быстрых нейтронах. Жидкие металлы стабильны при высоких температурах и в интенсивных нейтронных полях. Низкая вязкость жидкометаллических теплоносителей позволяет использовать для их перекачки центробежные насосы. Высокая теплопроводность жидких металлов сочетается с относительно низкой объемной теплоемкостью. Поэтому необходим большой подогрев теплоносителя для получения заданной тепловой мощности.

Теплоотдача жидких металлов и их коррозионное воздействие на конструкционные материалы существенно зависят от чистоты жидких металлов (от наличия в них примесей). Недостатком являются их интенсивная окисляемость. Это обусловливает необходимость обеспечения надежной герметичности и создание атмосферы инертного газа над свободной поверхностью жидкого металла. Многие жидко металл теплоносители имеют сравнительно высокую температуру плавления (у Na), поэтому во время проведения пусковых работ требуются дополнительные устройства для подогрева всего оборудования и трубопроводов до температуры, превышающей температуру плавления.

Наиболее освоенным для практического использования в атомной энергетике являются натрий. У него самая высокая теплопроводность среди всех жидких металлов. В коррозионном отношении Na совместим со многими конструкционными материалами. Он химически активен с большинством металлов при сравнительно низкой температуре, и эта активность обусловливается примесью окислов натрия. По этому Na тщательно очищают от окислов, после чего он не реагирует Со многими металлами (Мо,Zn нержавеющая сталь и др.) до (600-900). Недостатком Na-теплоносителя являются образование в активной зоне реактора радиоактивного нуклида ²⁴Na₁₁ (Т_1/2, г-излучение который представляет радиационную опасность для обслуживающего персонала. Поэтому в схему ЯЭУ вводиться промежуточный (нерадиоактивный) натриевый контур. Большая активность Na по отношению к воде, кислороду и др. элементам требует специальных мер предосторожности, позволяющих свести к минимуму или исключить полностью их контакт с натрием.

Отличительной особенностью газовых теплоносителей по сравнению с водой и жидкими металлами являются низкие значения коэффициент теплоотдачи. Это обусловлено, прежде всего, плохой теплопроводностью газов. Поскольку газы имеют низкие значения плотности, объемной теплоемкости и коэффициент теплопроводности, для обеспечения надежного теплосъема требуется пропускать через активную зону реактора значительные объемы газа. Это вызывает необходимость больших проходных сечений в реакторе и высоких затрат мощности на перекачку теплоносителя (до 20% в случае газа по сравнению с 5% для воды). Для улучшения теплопередающих свойств газов и уменьшения затрат на перекачку повышают давление газового теплоносителя, осуществляют его искусственную турбулизацию или с помощью турбулизаторов (винтовые вставки, сетки, диафрагмы), или с помощью специально созданной шероховатости теплоотдающей поверхности и другими способами.

Газовые теплоносители (CO₂,Не) имеют определенные достоинства, которые позволяют использовать их для охлаждения ядерных реакторов. Они обладают достаточной радиационной и термической стойкостью и дают возможность получить высокий КПД АЭС.

Газовые теплоносители практически не активируются в реакторе, их коррозионная агрессивность невелика, поэтому не требуется специальных дорогостоящих конструкционных материалов. Газы обладают очень малым сечением захвата нейтронов, что дает возможность повысить КВ ядерного топлива в реакторах на быстрых нейтронах. Реактор с газовым теплоносителем характеризуется слабым изменением реактивности при нарушении нормальных условий эксплуатации в аварийных режимах (утечка теплоносителя и др.),что повышает надежность СУЗ реактора.

Среди газовых теплоносителей наибольшее применение получил углекислый газ в реакторах на естественном уране с графитовым или тяжеловодным замедлителем. Он недорог, характеризуется повышенными по сравнению с др. газами плотностью и объемной теплоемкостью. Коррозионное воздействие СО₂ на металлы зависит от содержания кислорода. Он присутствует в СО₂ как примесь и, кроме того, образуется при высоких температурах в процессе диссоциации молекул СО₂ на окись углерода СО и кислород О₂. Максимальная температура использования СО₂ не повышает 400-500. В настоящее время наиболее перспективным газовым теплоносителем считается гелий. Гелий - химически инертный газ, безопасен в обращении, его теплопроводность в 10 раз выше, чем у СО₂. Недостатки гелия - высокая стоимость и большая текучесть. Текучесть заставляет предъявляет очень высокие требования к герметичность сосудов, трубопроводов и особенно сварных соединений.

По своему назначению реактора можно разделить на энергетические, экспериментальные, исследовательские, а также производящие новые делящиеся элементы и радиоактивные изотопы. Каждый конкретный реактор характеризуется: а) типом горючего; б) замедлителем; в) структурой активной зоны (гомо - или гетерогенной); г) теплоносителем; д)назначением; е)типом режима (непрерывный импульсный); ж)конструктивными особенностями. Поэтому в настоящее время существует большое число различных видов реакторов.

Как уже указывалось, от структуры расположения ядерного топлива и замедлителя реакторы могут быть гомогенными или гетерогенными. В гомогенное реакторе ядерное топлива и равномерно перемешано с замедлитель. Активные зоны гомогенного реактора имеет сравнительно несложное строение: цилиндрический или сферический корпус, заполненный гомогенной смесью. Гомогенные реакторы не нашли широкого применения вследствие высокой коррозии конструкционных материалов в жидком топливе, циркуляции сильно радиоактивного топливного раствора, жестких требований к надежности оборудования и герметичности первого контура, трудности ремонтных работ. Недостатки гомогенных реакторов в значительной степени устранены в гетерогенном реакторе за счет усложнения конструкции активной зоны. В гетерогенном реакторе ядерное топливо отделено от замедлителя и сосредоточено в твэлах. ТК размешенные в замедлителе, образуют пространственную решетку. По конструкции твэлы подразделяют на стержневые, трубчатые и пластинчатые. Из ядерного топлива изготовляют сердечники: стержни, трубки, пластины. Затем их покрывают оболочкой, которая предохраняет яд. Топливо от взаимодействия с теплоносителем и задерживает внутри твэлов продукты деления. Вследствие этого активность первого контура определяется не продуктами деления, а активностью теплоносителя. Осмотр и ремонт оборудования первого контура не представляет такой проблемы как в гомогенном реакторе. При нарушении герметичности оболочки твэла, заменяют ТК, иначе продукты деления будут разноситься теплоносителем по первому контуру. В мощных энергетических реакторах число твэлов достигает нескольких тысяч, поэтому их компонуют в кассетах (крупные ТК), применение которых ускоряет перегрузку реактора в конце кампании, упрощает конструкцию активной зоны. Конструкция твэлов во многом определяет безаварийную работу реактора. При нарушениях герметичности оболочек короблениях твэлов реактор выключают для устранения неисправностей.

По конструктивному исполнению реакторы подразделяют на корпусные и канальные. В корпусных реакторах активная зона, охлаждаемая общим потокам теплоносителя, находится в корпусе, который рассчитан на полные давление теплоносителя. Корпусные реакторы достаточно компактны. Однако с увеличением единичной мощности блока возрастают трудности в изготовлений корпуса реактора и главных циркуляционных трубопроводов, а также осложняются проблемы обеспечения безопасности при разрыве таких трубопроводов. В канальных реакторах отсутствует прочный корпус. Активная зона состоит су одинаковых технологических каналов с индивидуальным охлаждением, в которых размещаются ТВС. Увеличивая число таких каналов, можно получить более высокую единичную мощность реактора.

Основными типами энергетических реакторов являются вода-водяные, гоуо-графитовые, вода-графитовые, а также тяжеловодные (тяжелая вода-вода, тяжелая вода - тяжелая вода).

ВВЭР-водо-водяные энергетические реакторы, легководные.

PWR-Pressuzized Water Reactor.

Эти реакторы корпусного типа используются в системе двухконтурной АЭС, где радиоактивным является только первый реакторный конкур. Паровые турбины, их конденсаторы и регенеративная система обрадуют второй, нерадиоактивный контур. В состав двухконтурной АЭС входят также парогенераторы, одновременно принадлежащие и первому и второму контурам, т е. разделяющие оба контура. Все оборудование реакторного контура (в том числе и парогенераторы) имеют общую защитную оболочку, препятствующую выходу за её пределы радиоактивных веществ в случае частичного разуплотнения в реакторном контуре.

Реактора с водяным теплоносителем подразделяют на не кипящие, работающие в водном режиме и кипящие. В АЭС с не кипящими реакторами температура воды в первом контуре ниже температура кипения. Насыщенный водяной пар под давлением 12-42 атм. При температуре до 300С вырабатывается во втором контуре. В таком режиме работают ВВЭР и PWR.

В кипящих реакторах пароводяную смесь получают в активном зоне. Давление вода в первом контуре снижается до 70 атм. При таком давлении вода закипает в объеме активной зоне при 280С. Кипящие реактора обладают рядом достоиноств по сравнению с не кипящими. В кипящими реактор с водным замедлителем и теплоносителем BWR (Boiling Water Reactor)-не имеет аналогов в отечественной атомной энергетике. Такие реактора применяются в системе одноконтурной АЭС, на которой в радиоактивных условиях работает всё оборудование электростанции. В отечественной практике вместо BWR используются канальные реакторы с графитовым замедлителем РБМК (реактор большой мощности канальный).

Отличительная особенность канальных водографитовых реакторов заключается в возможности широкого выбора физических и технических решений по параметрам и конструкция реактора. Другие особенность канальных реакторов - это отсутствие прочного корпуса, окружающего активную зону и выдерживающего давление теплоноситель. Охлаждение реактора осуществляется системой параллельных каналов, пронизывающих графитовую кладку активных зоны.

Отсутствие прочного корпуса дает возможность производить по канальную перегрузку топлива на работающем реакторе, осуществляется контроль каждого технологического канала, причем отдельные каналы могут быть отключены и заменены.

К недостаткам канальных реакторов следует отнести большую разветвленность и громоздкость контура циркуляции. Изготовляемого из нержавеющей стали, и сложности системы, контроль за работой реактора. Это существенно усложняет монтажные работы и увеличивает капитальные затрата на сооружение АЭС

Реактора типа ВВЭР, РБМК (PWR,BWR) работают на тепловых нейтронах и требуют обогащение уранового топлива за счет изотопа. И²³⁵. Газовый теплоноситель (СО₂или Не) позволяет работать на природном уране. С газовым теплоносителем СО² работают реактора GGR (газа-охлаждаемый реактор с графитовым замедлителем) и более совершенные AGR того же типа.

Англия-первая из капиталистических стран приступила к созданию атомной энергетики (1956г). Теплоносителем была углекислота. В начале опыт Англии был весьма положителен. Поэтому ряд стран пошел по пути применения реакторов GGR .В самой Англии велись работы по дальнейшему совершенствованию таких реакторов, в результате чего была созданы реактора типа AGR. Однако при использовании реакторов GGR и AGR выявились существенные недостатки СО₂как теплоносителя. Так, для СО₂ ограничивается верхний температурный предел поскольку начинается её взаимодействие с графитом. Кроме того, в результате перетечки через ничтожные волосяные коррозионные трещины влаги из 2-го контура в 1-ый, в последнем получается угольная кислота, разрушающая чугунные и стальные опорные конструкции парогенераторов. Поэтому дальнейшее развитые атомной энергетики Англии связывается только с реакторами на водном теплоносителе.

Органические жидкости (газойль, дефинильная смесь и прочие) имеют хорошие замедляющие свойства и высокую температуру кипения при атмосферном давлении. Поэтому замена воды в первом контуре органической жидкостью значительно снижает давление при температуре теплоносителя на выходе 300-500. Однако у органического теплоносителя есть существенный недостаток: термическая и радиационная не стойкость. При высокой температуре и под действием излучения органические жидкости распадаются или образуют более сложные вязкие органические соединения. Поэтому органические жидкости пока еще редко используются в реактор о строении.

Особое место в развитии атомной энергетике занимает Канада. Объективные условия этой страны позволяют ей получать относительно дешевую тяжелую вазу. В связи с этим в Канаде разработан и используется только канальный тип реактора с тяжеловодным замедлителем и водным теплоносителем CANDU.

В нашей стране на АЭС применяются в основном два типа энергетических реакторов: не кипящий ВВЭРА и кипящий графите - водный канальный реактор РВМК.

Современные АЭС имеют блочное строение. Каждый блок автономен по отношению к др. блокам АЭС. Он состоит из одного энергетического реактора и схемы преобразования тепловой энергии в электрическую.

Для исследования эффективности и экономичности реакторов разных типов строятся небольшие экспериментальные энергетические установки обычно небольшой мощности от нескольких до 20 МВт.

Исследовательские реакторы используются главным образом для исследования взаимодействия нейтронов с ядрами и действием нейтронов облучения на различные физические и химические свойства кристаллов и органических соединений. Поэтому важной характеристикой таких реакторов является поток нейтронов, имеющий обычно порядок (10¹² - 10¹⁴) нейтр/см²,с. Как правило, в оболочке активной зоны исследований реактора имеется несколько отверстий для вывода нейтронных пучков наружу.

Значительно более интенсивные потоки нейтронов можно получить на короткое время в импульсном реакторе до 10¹⁸м/с²,с. При длительности импульсы ,1с

Дубна - ИБР

Среды осколков деления имеется большое количество - активных изотопов. Многие из этих изотопов извлекаются и используются в различных областях науки и техники. В реакторе можно за счет реакций (n) производить и другие изотопы, помещая в активную зону соответствующие элементы. Мощные потоки нейтронов в реакторе позволяют производить всем нужные изотопы в больших количествах.

Среди всех типов реакторов совершенно особое место занимают энергетические реакторы - размножители. В этих реакторах одновременно с выработкой электроэнергии идет процесс расширенного воспроизводства горючего. Воспроизводства идет и в большинстве обычных реакторов, причем КВ, как правило, 0,6. Это означает, что в реакторе на естественном или слабо обогащенном уране используется не только U²³⁵, но и заметное количества U²³⁸. Но только при КВ>1 появляется возможность использовать весь изотоп U²³⁸ (или весь изотоп Тh²³²). Основной ядерной энергетики с расширенным воспроизводством горючего является реакторы на быстрых нейтронах.

Энергетические реакторы - раз множители должны стать главным направлением в развитии ядерной энергетики. В США с 1962г. Эксплуатируется энергетически реактор на быстрых которых «Энрико Ферми» с электрической мощностью 60МВт. В СССР первой эксперимент реактор БР - 2 на быстрых нейтронах создан в 1956г в Обнинске. Первый демонстрационной промышленный реактор на быстрых нейтронах БН - 350 тепловой мощностью 100ДМВт у был установлен на АЭС в г.Шевченко в 1956г 16 июля. Одна часть тепловой мощности реактора расходуется на выработку электроэнергии (150 МВт), другая - на опреснение морской воды.

Этот реактор имеет традиционную для атомной энергетики петлевую схему передачи теплоты и паротурбинный комплекс. Одна из отличительных особенностей схемы этой и последующих реакторных установок с натриевым теплоносителем - наличие промежуточного контура передачи теплоты между реактором и пароводяным контуром, продиктованное соображениями безопасности.

Реакторная установка БН - 350 успешно работала с 1973 по 1988 год (на пять лет больше проектного времена)

Большая разветвленность натриевых контуров в реакторе БН - 350 вызывало беспокойство, поскольку в случае их аварийной разгерметизации мог возникнуть пожар. Поэтому не дожидаясь пуска реактора БН - 350 в СССР началось проектирование более мощного быстрого реактора БН - 600 интегральной конструкции, в котором натриевые трубопроводы большого диаметра отсутствовали и почти весь радиоактивный натрий первого контура был сосредоточен в корпусе реактора. Это позволило почти полностью исключить опасность разгерметизации первого натриевого контура, снизить пожарную опасность установки повысить уровень радиационной безопасности и надежности и надежности реакторы.

Реакторная установка БН-600 надежно работает с 1980 года в составе третьего энергоблока. Белоярской АЭС. Сегодня это самый мощной из действующих в мире реакторов на быстрых нейтронах, который служит источником уникального эксплуатационного опыта и базой для натурной обработки усовершенствованных конструкционных материалов и топлива.

В проекте реакторе БН-800 приняты дополнительные меры, обеспечивающие сохранение герметичности реактора и исключающие недопустимые воздействия на окружающую среду, даже при гипотетической крайне маловероятной аварии с расплавлением активной зоны реактора.

Быстрые реакторы могут служить не только для получения энергии. Потоки нейтронов высокой энергии способны эффективно «сжигать» наиболее опасные долго живущие радионуклиды, образующиеся в отработанном ядерном топливе. Это имеет принципиальное значение для решения проблемы обращения с радиоактивными отходами. Дело в том, что Т_1/2 некоторых радионуклидов (актиноидов) намного превышает научно обоснованные сроки стабильности геологических формации, которые рассматриваются в качестве мест окончательного захоронения радиоактивных отходов. Поэтому применив замкнутый топливный цикл, с выжиганием актиноидов и трансмутацией долгоживущих продуктов деления в короткоживущие, можно радикально решить проблему обезвреживания отходов атомной энергетики и многократно уменьшить объем радиоактивных отходов, подлежащих захоронению.