Устройство и работа атомного реактора

Основными элементами гетерогенного атомного реактора на тепловых нейтронах являются активная зона, отражатель нейтронов, окружающий активную зону, стержни - поглотители нейтронов, обеспечивающие управление реактором и аварийную защиту7, а также биологическая защита реактора. Реактор заключен в герметичный металлический корпус (здесь же находится теплообменник). Активная зона реактора содержит в себе ядерное горючее и замедлитель нейтронов. В ней протекает управляемая цепная ядерная реакция и выделяется энергия деления (в основном - в виде тепловой). Выделенная энергия отводится с помощью теплоносителя и превращается в электрическую.

Для реализации цепной реакции размеры активной зоны реактора должны быть не меньше критических размеров, при которых эффективный коэффициент размножения равен единице. Критические размеры активной зоны зависят от изотопного состава делящегося вещества (уменьшаются с увеличением обогащения ядерного топлива 235U), от количества материалов, поглощающих нейтроны, от вида и количества замедлителя, от формы активной зоны и т. д. На практике размеры активной зоны больше критических, чтобы реактор располагал запасом реактивности, который постоянно уменьшается и к концу кампании реактора становится равным нулю.

Тепло от реактора отводит теплоноситель (вода, газ, расплавленный металл и др.), к которому предъявляют требования: минимальные значения макросечений поглощения тепловых и резонансных нейтронов; большая величина замедляющей способности; радиационная, химическая и термическая стойкость в реакторных рабочих условиях; совместимость теплоносителя с топливной композицией и всеми конструкционными материалами активной зоны. Теплоноситель должен обладать высокой удельной теплоёмкостью; малым коэффициентом динамической вязкости; высоким коэффициентом теплопроводности, быть устойчивым к кризисным явлениям при высоких тепловых нагрузках в активной зоне.

Для длительной работы на большой мощности ядерные реакторы должны обладать некоторым запасом реактивности, определяющим допустимую степень отклонения от критичности, при которой ректор способен устойчиво работать. Чем выше запас реактивности, тем устойчивее реактор к аварийным ситуациям и тем безопаснее. Изменение реактивности происходит в результате выгорания ядерного топлива, при изменении мощности реактора, температуры делящегося материала, замедлителя и отражателя. Запас реактивности ядерного реактора в процессе выгорания топлива снижается, поэтому для непрерывного поддержания цепной реакции из активной зоны по мере необходимости извлекают поглощающие нейтроны стержни.

Кроме компенсирующих в реакторе обычно устанавливают стержни еще двух типов: регулирующие, предназначенные для управления работой реактора, и стержни аварийной защиты.

Условия безопасной работы реактора обеспечивается системой управления и защиты (СУЗ). В СУЗ входят детекторы, приборы контроля, механические и рабочие органы. СУЗ компенсирует запас реактивности, осуществляет вывод реактора с одного уровня мощности на другой, поддерживает уровень мощности в стационарном режиме, выключает реактор. Рабочий орган - поглощающий стержень изготавливают из веществ с высоким сечением поглощения нейтронов (борсодержащие вещества, кадмий и др.). Доля нейтронов, поглощаемых стержнем, зависит от глубины его погружения. Чем глубже стержень введен в реактор, тем больше нейтронов попадает на его поверхность и поглощается в нём.

Цепная реакция управляется стержнями автоматического регулирования, компенсирующими стрежнями и стержнями аварийной защиты. Компенсирующие стержни, погруженные в реактор, компенсируют запас реактивности. Освобождение реактивности происходит с помощью стержней автоматического регулирования. Например, уменьшение реактивности компенсируют удалением стержней регулирования из реактора с такой скоростью, чтобы он оставался постоянно критическим.

Реактор периодически останавливают для профилактического осмотра оборудования, перезагрузки топливных каналов и т.д. Кроме того, в реакторе есть вероятность возникновения таких ситуаций, которые могут привести к аварии. К ним относятся, например, непредусмотренный резкий рост мощности реактора, падение давления в системе теплоносителя и т.п. В таких случаях срабатывает СУЗ и цепная реакция прекращается за короткое время: в аварийных случаях СУЗ сбрасывает в реактор стержни автоматической защиты. После сброса стержней реактор переводится в глубокое подкритическое состояние. Стержни аварийной защиты используются только при выключении реактора. До момента выключения они находятся во взведённом состоянии вне реактора. В стержнях управления реактором используются сильные поглотители нейтронов (бор-ю, кадмий, гадолиний).

Безопасность реактора обеспечивается защитными системами безопасности, но концепция аварийного риска базируется на внутренней самозащищенности реактора (в реакторе ни при каких условиях не должна развиваться неконтролируемая цепная реакция).

Внутренняя само защищенность реактора - свойства ядерного реактора, обеспечивающие его самоглушение и охлаждение при аварийных ситуациях.

Уровень радиации снаружи вторичной защиты не ограничивает деятельность сотрудников, но доступ людей в помещения, расположенные в пределах вторичной защиты, регламентируется правилами безопасности. Биологическая защита небольших реакторов выполняется из композитных материалов, содержащих в себе тяжёлые и лёгкие элементы. Защита может состоять из слоёв стали, свинца, пластмассы, бетона с примесью различных веществ (например, соединений бора) и т. д. При этом свинец и сталь используются для защиты от у-излучения, а бетон, пластмассы и вода - для защиты от нейтронов.

Под ядерным топливом понимают совокупность всех делящихся нуклидов в активной зоне. Большинство реакторов в начальной стадии эксплуатации работают на чисто урановом топливе, но в процессе кампании в них воспроизводится вторичное ядерное топливо - ^Ри, которое сразу после образования включается в процесс размножения нейтронов в реакторе. Поэтому топливо состоит из трёх делящихся компонентов: 235U, 2з8и и 239Pu. 235U и 2з9Ри делятся нейтронами любых энергий реакторного спектра, а 2з8и только быстрыми нейтронами.

Основной характеристикой уранового ядерного топлива является его начальное обогащение, под которым понимается доля (или процентное содержание) ядер 235U среди всех ядер урана. В природном металлическом уране содержится 0,71% ядер 235U, а более 99,28% составляет 2з8и. В реакторах АЭС используется уран низкого обогащения (обогащённый до 1.8-5-5.296), в реакторах судовых ядерных энергоустановок начальное обогащение ядерного топлива составляет 21-5-45%, а в установках с жидкометаллическими реакторами - до 90%.

Металлический уран термически нестоек, подвержен аллотропным превращениям при относительно невысоких температурах и химически нестабилен, а потому неприемлем в качестве топлива энергетических реакторов. Поэтому уран в реакторах используется в соединениях с друтими химическими элементами. Наиболее распространенные топливные композиции: 1Ю2, и308, UC, UC2, UN, U3Si, (UAl3)Si, UBe13.

Отличный от урана химический элемент топлива называют раз- жижителем топлива. В первых двух из перечисленных топливных композиций таковым является кислород, во вторых двух - утлерод, в последующих азот, кремний, алюминий с кремнием и бериллий. Разжижитель должен иметь высокое микросечение упругого рассеяния и низкое микросечение поглощения тепловых и резонансных нейтронов. Наиболее распространенной топливной композицией является U02 и его разжижитель - кислород - в полной мере отвечает всем упомянутым требованиям. Температура плавления U02 (2800°) и его высокая термическая устойчивость позволяют иметь высокотемпературное топливо с допустимой рабочей температурой до 2200°.

Энергетический ядерный реактор создаётся для работы на расчётной мощности в течение времени, называемого кампанией активной зоны реактора. Важно, что в течение всей кампании реактор должен оставаться критичным. В работающем реакторе происходят различные физические процессы, влияющие на его реактивность и, соответственно, мощность:

  • - выгорание ядерного топлива - процесс непрерывной убыли делящихся ядер вследствие поглощения ими нейтронов; выгорание приводит к снижению запаса реактивности;
  • - воспроизводство ядерного топлива - процесс образования и накопления в работающем реакторе новых типов делящихся ядер, сразу же включающихся в общий цикл размножения нейтронов и, тем самым, повышающих общий запас реактивности;
  • - отравление реактора - процесс образования в работающем реакторе ко- роткоживущих продуктов деления, участвующих в непроизводительном захвате нейтронов, понижающих запас реактивности;
  • - шлакование ядерного топлива - процесс накопления в работающем реакторе стабильных и долгоживущих продуктов деления, участвующих в непроизводительном поглощении нейтронов и, тем самым, снижающих запас реактивности;
  • - выгорание выгорающих поглотителей - процесс медленного уничтожения первоначально загружаемых в активную зону неподвижных поглотителей за счёт поглощения ими тепловых нейтронов, приводящий к образованию на их месте слабо поглощающих продуктов, вследствие чего запас реактивности высвобождается.

Любой делящийся нуклид поглощает нейтроны, и часть поглощений завершается делениями, а оставшаяся часть - непроизводительными радиационными захватами; но в любом из этих случаев делящиеся нуклиды исчезают. Процесс убыли делящихся нуклидов в работающем реакторе называется выгоранием ядерного топлива. Скорость выгорания лимитируется скоростью реакции поглощения 235U тепловых нейтронов. Основной режим работы энергетического реактора - режим работы на постоянном уровне мощности, поэтому скорость выгорания топлива (^U) во времени постоянна. Темп уменьшения количества ^su в процессе кампании определяется только величиной уровня мощности реактора.

Перед началом эксплуатации реактор загружают таким количеством ядерного топлива, которого должно хватить на всю кампанию. Реактор перестаёт работать, когда в нём израсходовано не всё топливо, а исчерпан весь запас реактивности, поэтому момент остановки реактора - последний момент, когда он ещё остаётся критичным, т.е. в нём ещё содержится одна критическая масса топлива. Всё ядерное топливо за одну кампанию в реакторе «выжечь» невозможно.

ОЯТ направляется на регенерацию, которая не менее сложна и дорога, чем изготовление свежего топлива, поэтому важно, чтобы в процессе кампании выгорала как можно большая часть загруженного топлива.

Глубина выгорания - энерговыработка на данный момент кампании, приходящаяся на единицу массы первоначально загруженного урана. Её принято измерять в МВт сутки/т или ГВт сутки/т.

Воспроизводство ядерного топлива - процесс накопления в работающем реакторе новых делящихся нуклидов, участвующих вместе с основным топливом (a&U) в реакции деления, и, тем самым, повышающих величину запаса реактивности реактора.

Выгорание ядерного топлива - снижение концентрации любого нуклида в ядерном, топливе, вследствие ядерных превращений этого нуклида при работе реактора.

При линейном снижении концентрации ядер основного топлива (235U) при работе реактора на постоянном уровне мощности рост концентрации а39Ри во времени имеет нелинейный характер. Это объясняется тем, что при малых степенях выгорания 235U в начальный период кампании практически вся величина энерговыработки реактора обеспечивается выгоранием одного 235U и в условиях работы реактора на постоянной мощности рост концентрации 239Ри оказывается пропорциональным величине времени работы реактора. Вернее, был бы пропорциональным, если бы при этом концентрация 235U оставалась величиной постоянной. Но концентрация основного топлива вследствие его выгорания падает, поэтому рост концентрации 239Pu со временем замедляется, чему способствует также увеличение скорости выгорания самого ^Ри по мере его накопления.

Вторичным ядериым топливом в тепловых реакторах являются два изотопа плутония: 239Ри и 2,Ри. Первый из них - результат поглощения тепловых и резонансных нейтронов ядрами 2з8и, второй - результат двукратного радиационного захвата нейтронов ядрами 239Pu.

Физическая схема этого поонесса выглядит так:

Поскольку воспроизводимое топливо сразу же включается в общий цикл размножения, давая свой вклад в выработку энергии реактора, то необходимо знать, какая часть общего количества энергии будет вырабатываться за счёт воспроизводимого плутония, т.е., сколько ядер плутония получается при затрате одного ядра основного топлива. Мерой эффективности образования воспроизводимого плутония служит величина коэффициента воспроизводства (Кв), определяемая как отношение скоростей образования плутония и выгорания основного топлива (235U):

В процессе кампании величина коэффициента воспроизводства падает, однако количество накапливаемого 239Ри растёт, но постепенно замедляющимся темпом. Чем больше энерговыработка реактора, тем больше в нём накапливается 239Pu, и тем больше скорость его выгорания, поэтому на каждое выгоревшее ядро ^su будет получаться всё меньшее количество ядер 239Ри. Чем выше обогащение ядерного топлива, тем выше концентрация 235U, тем ниже величина плутониевого коэффициента. Это объясняется тем, что с ростом обогащения уменьшается концентрация 238U, из которого получается плутоний. Следовательно, для повышения коэффициента воспроизводства необходимо низкое обогащение топлива. Такая возможность реализуется в реакторах-размножителях (бридерах), где величина коэффициента воспроизводства достигает 1,4.

Ксенон и самарий образуются с высоким выходом (5,6 и 1,3%, соответственно) и обладают очень большим поперечным сечением захвата нейтронов (з,2*106 и 6,6-104 барн). *49Sm стабилен и способен лишь захватывать нейтроны. Поэтому при работе реактора скорость его образования равна скорости захвата им нейтрона, и со временем относительное поглощение им нейтронов становится равным 1,3%. Ксенон радиоактивен, и лишь при очень большом потоке нейтронов скорость захвата нейтронов становится столь большой, что может конкурировать с радиоактивным распадом. Поэтому в реакторах с малым потоком нейтронов поглощение нейтронов !35Хе мало и сравнимо с действием ‘^Sm, но возрастает при больших потоках до величины, отвечающей выходу 5,6%. ъ*Хе {Ту2=9,2 ч) образуется в реакторе двумя путями: как осколок деления ^su с выходом 0,003 и как дочерний продукт p-распада >35j (продукт p-распада ^ЯГе), образующегося при делении с большим выходом (о,об). Исчезает ‘35Хе также двумя путями: в результате сжигания его тепловыми нейтронами и в результате его р-распада. В первоначальный момент работы реактора концентрации йода и ксенона в ТВЭЛах - нулевые. Но постепенно их количество начинает увеличиваться. Поскольку скорость убыли ксенона прямо пропорциональна величине его концентрации, то, в конце концов, скорость его убыли сравняется со скоростью его образования - стационарное состояние.

Йодная яма - нестационарное отравление реактора ксеноном на момент остановки реактора, обусловленное превышением темпа распада йода, накопленного до момента остановки, над темпом распада ксенона.

Концентрация *35Хе в ядерном топливе значительно увеличивается даже после остановки реактора, вследствие чего реактор в течение некоторого времени после остановки не может быть пущен вновь. Например, реактор с запасом реактивности 0,1 и потоком ю* н/см2 с не может быть запущен ранее, чем через 30 час (реально - через 2 дня) после остановки.

 
Посмотреть оригинал
< Пред   СОДЕРЖАНИЕ   ОРИГИНАЛ     След >