Ядерные реакции

 
  
 
  Общая масса загруженного  топлива на 3 кг превосходит массу выгруженного (выделившаяся энергия «весит» 3 кг). После остановки Ядерного реактора в топливе продолжается выделение энергии сначала главным образом за счёт деления запаздывающими нейтронами, а затем, через 1—2 мин, главным образом за счёт b- и g-излучении осколков деления и трансурановых элементов. Если до остановки Ядерный реактор работал достаточно долго, то через 2 мин после остановки выделение энергии (в долях энерговыделения до остановки) 3%, через 1 ч — 1%, через сутки — 0,4%, через год — 0,05%. 
 
  Коэффициентом конверсии K_k называется отношение количества делящихся изотопов Pu, образовавшихся в Ядерном реакторе, к количеству выгоревшего ²³⁵U. Табл. 2 даёт K_K = 0,25. Величина K_K увеличивается при уменьшении обогащения и выгорания. Так, для тяжеловодного Ядерного реактора на естественном уране, при выгорании 10 Гвт × сут/т K_K = 0.55, а при совсем малых выгораниях (в этом случае K_K называется начальным плутониевым коэффициентом) K_K = 0,8. Если Ядерный реактор сжигает и производит одни и те же изотопы (реактор-размножитель), то отношение скорости воспроизводства к скорости выгорания называется коэффициентом воспроизводства К_в. В Ядерном реакторе на тепловых нейтронах Кв < 1, а для Ядерного реактора на быстрых нейтронах К_в может достигать 1,4—1,5. Рост К_в для Ядерного реактора на быстрых нейтронах объясняется главным образом тем, что для быстрых нейтронов g растет, a а падает (особенно для ²³⁹Pu). 

 
  Управление Ядерным реактором 

Для регулирования  Ядерного реактора важно, что часть нейтронов при делении вылетает из осколков с запаздыванием. Доля таких запаздывающих нейтронов невелика (0,68% для ²³⁵U, 0,22% для ²³⁹Pu; в табл. 1 n — сумма числа мгновенных нейтронов n₀ и запаздывающих n₃ нейтронов). Время запаздывания Т_зап от 0,2 до 55 сек. Если (К_эф — 1) £ n₃/n₀, то число делений в Ядерном реакторе растет (К_эф > 1) или падает (К_эф < 1), с характерным временем ~Т₃. Без запаздывающих нейтронов эти времена были бы на несколько порядков меньше, что сильно усложнило бы управление Ядерного реактора 
 
  Для управления Ядерного реактора служит система управления и защиты (СУЗ). Органы СУЗ делятся на: аварийные, уменьшающие реактивность (вводящие в Ядерный реактор отрицательную реактивность) при появлении аварийных сигналов; автоматические регуляторы, поддерживающие постоянным нейтронный поток Ф (а значит — и мощность); компенсирующие (компенсация отравления, выгорания, температурных эффектов). В большинстве случаев это стержни, вводимые в активную зону Ядерного реактора (сверху или снизу) из веществ, сильно поглощающих нейтроны (Cd, В и др.). Их движение управляется механизмами, срабатывающими по сигналу приборов, чувствительных к величине нейтронного потока. Для компенсации выгорания могут использоваться выгорающие поглотители, эффективность которых убывает при захвате ими нейтронов (Cd, В, редкоземельные элементы), или растворы поглощающего вещества в замедлителе. Стабильности работы Ядерного реактора способствует отрицательный температурный коэффициент реактивности (с ростом температуры r уменьшается). Если этот коэффициент положителен, то работа органов СУЗ существенно усложняется. 
 
  Ядерный реактор оснащается системой приборов, информирующих оператора о состоянии Ядерного реактора: о потоке нейтронов в разных точках активной зоны, расходе и температуре теплоносителя, уровне ионизирующего излучения в различных частях Ядерного реактора и в вспомогательных помещениях, о положении органов СУЗ и др. Информация, получаемая с этих приборов, поступает в ЭВМ, которая может либо выдавать её оператору в обработанном виде (функции учёта), либо на основании математической обработки этой информации выдавать рекомендации оператору о необходимых изменениях в режиме работы Ядерного реактора (машина-советчик), либо, наконец, осуществлять управление Ядерного реактора в определённых пределах без участия оператора (управляющая машина). 
 
 

Классификация Ядерных реакторов 

 По  назначению и мощности Ядерный реактор делятся на несколько групп: 1) экспериментальный реактор (критическая сборка), предназначенный для изучения различных физических величин, значение которых необходимо для проектирования и эксплуатации Ядерного реактора; мощность таких       Ядерных реакторов не превышает несколько квт", 2) исследовательские реакторы, в которых потоки нейтронов и g-квантов, генерируемые в активной зоне, используются для исследований в области ядерной физики, физики твёрдого тела, радиационной химии, биологии, для испытания материалов, предназначенных для работы в интенсивных нейтронных потоках (в т. ч. деталей Ядерного реактора), для производства изотопов. Мощность исследовательского Ядерного реактора не превосходит 100 Мвт; выделяющаяся энергия, как правило, не используется. К исследовательским Ядерным реакторам относится импульсный реактор", 3) изотопные Ядерные реакторы, в которых потоки нейтронов используются для получения изотопов, в том числе Pu и ³H для военных целей; 4) энергетические Ядерные реакторы, в которых энергия, выделяющаяся при делении ядер, используется для выработки электроэнергии, теплофикации, опреснения морской воды, в силовых установках на кораблях и т. д. Мощность (тепловая) современного энергетического Ядерного реактора достигает 3—5 Гвт. 
 
  Ядерный реактор могут различаться также по виду ядерного топлива (естественный уран, слабо обогащенный, чистый делящийся изотоп), по его химическому составу (металлический U, UO₂, UC и т. д.), по виду теплоносителя (H₂O, газ, D₂O, органические жидкости, расплавленный металл), по роду замедлителя (С, H₂O, D₂O, Be, BeO, гидриды металлов, без замедлителя). Наиболее распространены гетерогенные Ядерные реакторы на тепловых нейтронах с замедлителями — H₂О, С, D₂О и теплоносителями — H₂O, газ, D₂O. В ближайшие десятилетия будут интенсивно развиваться быстрые реакторы. В них «сжигается» ²³⁸U, что позволяет лучше использовать ядерное топливо (в десятки раз) по сравнению с тепловыми Ядерными реакторами это существенно увеличивает ресурсы ядерной энергетики.  

Литература:

Климов  А. Н. Ядерная физика и ядерные реакторы. М. Атомиздат, 1971.

Левин В. Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. 4-е изд. — М.: Атомиздат, 1979.

Петунин В. П. Теплоэнергетика ядерных установок М.: Атомиздат, 1960.

Вейнберг  А., Вигнер Е., Физическая теория ядерных реакторов, пер. с англ., М., 1961;  

Крамеров  А. Я., Шевелёв Я. В., Инженерные расчёты ядерных реакторов, М., 1964; 

 Бать Г. А., Коченов А. С., Кабанов Л. Г., Исследовательские ядерные реакторы, М., 1972;

 Белл  Д., Глесстон С., Теория ядерных реакторов, пер. с англ., М., 1974; 

 Гончаров  В. В., 30-летие первого советского  ядерного реактора, «Атомная энергия», 1977, т, 42, в. 2 

Давыдов А. С, Теория атомного ядра, М., 1958; 

 Мухин  К. Н., Введение в ядерную физику, 2 изд., 1965; 

 Вильдермут  К., Тан Я., Единая теория ядра, пер. с англ., М., 1980.