Я́ДЕРНЫЙ РЕА́КТОР
-
Рубрика: Физика
-
-
Скопировать библиографическую ссылку:
Я́ДЕРНЫЙ РЕА́КТОР, устройство, в котором осуществляется управляемая ядерная цепная реакция деления. Первый в мире Я. р. сконструирован и запущен в 1942 в Чикаго (США) под рук. Э. Ферми. В СССР первый Я. р. построен в 1946 под рук. И. В. Курчатова.
Цепная ядерная реакция в Я. р. идёт под действием нейтронов. Для осуществления управляемой реакции необходимы следующие компоненты: ядерное топливо, замедлитель нейтронов (уменьшающий энергию нейтронов до необходимых для реакции деления значений) и теплоноситель для отвода теплоты из активной зоны реактора. Ядро 235U под действием нейтрона делится, испуская 2–3 нейтрона и выделяя тепловую энергию. Испущенные нейтроны в свою очередь вызывают деление следующих ядер 235U. Выделенная теплота отводится теплоносителем, в теплообменных аппаратах генерируется пар, поступающий на турбину. При работе Я. р. образуются также сопутствующие α -, β -, γ -излучения, защитой от которых служит шахта реактора.
По типу активной зоны Я. р. подразделяют на гетерогенные реакторы и гомогенные реакторы; по назначению – на энергетические, промышленные и исследовательские; по типу теплоносителя – на водяные, газовые и жидкометаллические; по энергии нейтронов – на реакторы на тепловых нейтронах, реакторы на промежуточных нейтронах и реакторы на быстрых нейтронах; по количеству контуров теплоносителя – на одно-, двух- и трёхконтурные. Некоторые Я. р. (реакторы-размножители) в процессе работы способны сами воспроизводить вторичное ядерное топливо, которое может быть использовано впоследствии; к таким Я. р. относятся реакторы на быстрых нейтронах БН-600, БН-800.
Осн. применение Я. р. – выработка электроэнергии. Кпд Я. р. достигает 31,7% (водо-водяной энергетич. реактор ВВЭР-1000). Первая в мире АЭС мощностью 5 МВт была запущена в СССР в 1954 (см. Обнинская атомная электростанция). Оборудование контура генерации электроэнергии АЭС аналогично оборудованию типовой ТЭС. Тепловая энергия утилизируется в атмосферу посредством водохранилищ, прудов-охладителей, градирен и др.
Тепловыделяющие элементы (твэл) Я. р. различают по типам: трубчатые, стержневые, пластинчатые, шаровые и др. Для разл. типов твэлов используют ядерное топливо разного обогащения: от 2 до 90%. Обычно твэлы собирают в особые конструкции – тепловыделяющие сборки (ТВС). Гл. частью Я. р. служит активная зона, в которой протекает управляемая реакция деления. Активная зона состоит из ТВС, установленных в соответствующих ячейках или каналах, и располагается в корпусе, помещаемом в шахту из «тяжёлого» бетона. Осн. оборудование Я. р. размещается в герметичном сооружении, предотвращающем выход радиоактивных веществ в окружающую среду при нарушении нормальной эксплуатации или в аварийных ситуациях (рис.). Теплоотвод осуществляется главными циркуляционными насосами. В процессе работы Я. р. отработанное топливо необходимо периодически извлекать и загружать свежее. Для разл. типов Я. р. существуют разные способы перегрузки ТВС: периодический (1 раз в год) и непрерывный.
Управление цепной ядерной реакцией обеспечивают стержни, наполненные поглотителем нейтронов (карбид бора, кадмий, европий и др.). Стержни обычно располагаются в верхней части Я. р. и вводятся в активную зону сверху вниз, хотя бывает и горизонтальная компоновка стержней. Иногда стержни изготавливают в виде тонких изделий и размещают прямо внутри ТВС. В дополнение к стержням для выравнивания поля нейтронного потока, а также для уменьшения количества поглощающих стержней может быть использован жидкий поглотитель нейтронов (напр., раствор борной кислоты), который выводится из контура в процессе работы Я. р. В некоторых типах Я. р. используются выгорающие поглотители, устанавливаемые в ячейках активной зоны вместо штатных ТВС.
В Я. р. предусмотрена аварийная защита, также обеспечиваемая поглощающими стержнями. Иногда допускается совмещение функций стержней управления и аварийной защиты. Время погружений стержней в активную зону Я. р. составляет неск. секунд (3–4 с для ВВЭР-1000). При опускании стержней в активную зону реакция деления ядер прекращается и Я. р. останавливается, после чего необходимо снять остаточное энерговыделение из активной зоны, которое в момент останова составляет ок. 6% от номинального уровня мощности и затем экспоненциально уменьшается.
При работе Я. р. образуются жидкие, твёрдые и газообразные продукты деления, требующие утилизации. Газы после фильтрования (в осн. от 131I) выбрасываются в окружающую среду через вентиляционную трубу; жидкости кондиционируют и отправляют на спец. предприятия для подготовки к длительному хранению. Твёрдые радиоактивные отходы сортируют по степени активности для последующей отправки на длительное хранение. Отработанное ядерное топливо выдерживают в хранилищах для спада радиоактивности и затем передают на регенерацию. Из ТВС извлекают невыгоревшее топливо, которое служит сырьём для изготовления новых ТВС.
Я. р. используют также для произ-ва радионуклидов медицинского (99Мо, 131I и др.) и технического (60Co, 192Ir и др.) назначения. В медицине радионуклиды, доставляемые с Я. р., применяют для диагностики и лечения онкологич. заболеваний.