"мирный" атом. Принцип работы ядерного реактора Гомогенные и гетерогенные реакторы

Нейтронная ядерная реакция деления тяжёлых ядер, как уже отмечалось, является главной и центральной реакцией в ядерных реакторах. Поэтому есть смысл с самого начала познакомиться с физическими представлениями о реакции деления и теми её особенностями, которые так или иначе накладывают свой отпечаток на все стороны жизни и быта сложнейшего технического комплекса, который именуется Атомной Электростанцией.

Представление о делении ядра урана-235 в наглядных образах даёт рис.2.6.

Нейтрон Ядро массой А Возбуждённое составное ядро Осколки деления

Нейтроны деления

Рис.2.6. Схематическое представление о делении ядра 235 U.

На основании этой схемы обобщённое «уравнение» реакции деления (ко­торое является скорее логическим, чем строго математическим) можно за­писать так:

235 U + 1 n  (236 U) *  (F 1)* + (F 2)* +  5 . 1 n + a + b + c + E

- (F 1)* и (F 2)* - символьные обозначения возбуждённых осколков де­ления (индексом (*) здесь и далее обозначаются неустойчивые, возбуж­денные или радиоактивные элементы); осколок (F 1)* имеет массу A 1 и за­ряд Z 1 , осколок (F 2)* - массу А 2 и заряд Z 2 ;

-  5 . 1 n обозначены  5 нейтронов деления, высвобождающихся в среднем в каждом акте деления ядра урана-235;

- ,  и  - -частицы, -частицы и -кванты, средние числа которых на акт деления ядра урана-235 равны соответственно a, b и c;

E - среднее количество энергии, высвобождаемой в акте деления.

Подчеркнём ещё раз: записанное выше выражение не является уравнением в строгом смысле этого слова; это скорее просто удобная для запоминания форма записи, отражающая основные особенности нейтронной реакции деления:

а) образование осколков деления;

б) образование новых свободных нейтронов при делении, которые впредь будем кратко называть нейтронами деления;

в) радиоактивность осколков деления, обуславливающая их дальней­шие трансформации к более устойчивым образованиям, из-за чего возника­ет ряд побочных эффектов - как позитивных, полезных, так и негативных, которые следует обязательно учитывать при проектировании, постройке и эксплуатации ядерных реакторов;

г) высвобождение энергии при делении - главное свойство реакции деления, позволяющее создать энергетический ядерный реактор.

Каждый из перечисленных выше физических процессов, сопровождающий реакцию деления, играет в реакторе определённую роль и имеет свое практическое значение . Поэтому познакомимся с ними подробнее.

2.2.1. Образование осколков деления. Об одиночном акте деления ядра можно говорить как о явлении до известной степени случайном , имея в виду, что тяжёлое ядро урана, состоящее из 92 протонов и 143 нейтро­нов, принципиально способно разделиться на различное число осколков с различными атомными массами. В таком случае к оценке возможности де­ления ядра на 2, 3 или более осколков можно подходить с вероятностными мерками. По данным, приведенным в , вероятность деления ядра на два осколка составляет более 98%, следовательно, подавляющее большинство делений завершается образованием именно двух осколков.

Спектроскопическими исследованиями продуктов деления установлено более 600 качественно различных осколков деления с различными атомными массами. И здесь в кажущейся случайности при большом числе делений сразу выявилась одна общая закономерность, которую кратко можно выра­зить так:

Вероятность появления осколка определённой атомной массы при мас­совом делении конкретного нуклида - величина строго определённая, свойственная этому делящемуся нуклиду.

Эту величину принято называть удельным выходом осколка , обозна­чать малой греческой буквой  i (гамма) с нижним индексом - символом хи­мического элемента, ядром которого является этот осколок, или символом изотопа.

Например, в физических экспериментах зафиксировано, что осколок ксенона-135 (135 Xe) при осуществлении каждой тысячи делений ядер 235 U появляется в среднем в трёх случаях. Это означает, что удельный выход осколка 135 Xe составляет

 Xe = 3/1000 = 0.003 от всех делений,

и применительно к одиночному акту деления ядра 235 U величина  Xe = 0.003 = 0.3% - есть вероятность того, что деление завершится образованием именно осколка 135 Хе.

Наглядную оценку закономерности образования осколков деления раз­личных атомных масс дают кривые удельного выхода осколков (рис.2.7).

10

70 80 90 100 110 120 130 140 150 А, а.е.м.

Рис. 2.7. Удельные выходы осколков деления различных атомных масс

при делении ядер 235 U (сплошная линия) и 239 Pu (штриховая линия).

Характер этих кривых позволяет заключить следующее:

а) Атомные массы осколков, образующихся при делении, в подавляю­щем большинстве случаев лежат в пределах 70  165 а.е.м. Удельный выход более лёгких и более тяжёлых осколков очень мал (не превышает 10 -4 %).

б) Симметричные деления ядер (то есть деления на два осколка рав­ных масс) крайне редки: их удельный выход не превышает 0.01% для ядер урана-235 и 0.04% - для ядер плутония-239.

в) Чаще всего образуются лёгкие осколки с массовыми числами в пределах 83 104 а.е.м. и тяжёлые осколки с А = 128  149 а.е.м. (их удельный выход составляет 1% и более).

г) Деление 239 Pu под действием тепловых нейтронов влечёт образо­вание несколько более тяжёлых осколков по сравнению с осколками деле­ния 235 U.

*) В будущем при изучении кинетики реактора и процессов его от­равления и шлакования нам ещё не раз предстоит обращаться к величинам удельных выходов многих осколков деления при составлении дифференци­альных уравнений, описывающих физические процессы в активной зоне ре­актора.

Удобство этой величины состоит в том, что, зная скорость реакции деления (число делений в единице объёма топливной композиции в единицу времени), несложно подсчитать скорость образования любых осколков де­ления, накопление которых в реакторе так или иначе влияет на его работу:

Скорость генерации i-го осколка =  i  (скорость реакции деления)

И ещё одно замечание, связанное с образованием осколков деления. Генерируемые при делении осколки деления обладают высокими кинетическими энергиями. Передавая при столкновениях с атомами среды топ­ливной композиции свою кинетическую энергию, осколки деления тем самым повышают средний уровень кинетической энергии атомов и молекул, что в соответствии представлениями кинетической теории воспринимается нами как повышение температуры топливной композиции или как тепловыделение в ней.

Большая часть тепла в реакторе образуется именно таким путём.

В этом заключается определённая позитивная роль образования осколков в рабо­чем процессе энергетического ядерного реактора.

2.2.2. Образование нейтронов деления. Ключевым физическим явлени­ем, сопровождающим процесс деления тяжёлых ядер, является испускание возбуждёнными осколками деления вторичных быстрых нейтронов, иначе называемых мгновенными нейтронами или нейтронами деления.

Значение этого явления (открытого Ф.Жолио-Кюри с сотрудниками - Альбано и Коварски - в 1939 г.) неоспоримо: именно благодаря ему при де­лении тяжёлых ядер появляются новые свободные нейтроны взамен тех, что вызвали деления; эти новые нейтроны могут взаимодействовать с другими делящимися ядрами в топливе и вызывать их деления, сопровождаемые испусканием новых нейтронов деления и т.д. То есть, бла­годаря образованию нейтронов деления, появляется возможность организо­вать процесс равномерно следующих во времени друг за другом делений без поставки в топливосодержащую среду свободных нейтронов от внешнего источника. В такой поставке, попросту говоря, нет необходимости , коль скоро "инструменты", с помощью которых осуществляются деления ядер, находятся здесь же, в этой самой среде , в связанном состоянии в деля­щихся ядрах; для того, чтобы "пустить в дело" связанные нейтроны, их надо лишь сделать свободными, то есть разделить ядро на осколки, а да­лее - все доделают сами осколки: в силу их возбужденного состояния они испустят "лишние" нейтроны из своего состава, мешающие их устойчивости, причём, это произойдет за время порядка 10 -15 - 10 -13 с, совпадающее по порядку величины с временем пребывания составного ядра в возбуждённом состоянии. Это совпадение и дало повод для представлений, что нейтроны деления появляются не из пересыщенных нейтронами возбуж­дённых осколков деления после окончания деления, а непосредственно в тот короткий промежуток времени, в течение которого происходит деление ядра. То есть не после акта деления, а в течение этого акта, словно бы одновременно с разрушением ядра. По этой же причи­не эти нейтроны часто называют мгновенными нейтронами.

Анализ возможных комбинаций протонов и нейтронов в устойчивых яд­рах различных атомных масс (вспомните диаграмму устойчивых ядер) и со­поставление их с качественным составом продуктов деления показали, что вероятность образования устойчивых осколков при делении очень мала. А это значит, что подавляющее большинство осколков рождаются нестабиль­ными и могут испускать один, два, три или даже более "лишних" для их устойчивости нейтронов деления, причём, понятно, что каждый определённый возбуждённый осколок должен испускать своё, строго определённое, число "лишних" для его устойчивости нейтронов деления.

Но так как каждый осколок при большом числе делений имеет строго определённый удельный выход, то при определённом большом числе делений число образовавшихся осколков деления каждого сорта будет также опре­делённым, а, следовательно, число нейтронов деления, испущенных оскол­ками каждого сорта, будет тоже определённым, а, значит, определённым бу­дет и их суммарное количество. Разделив суммарное количество получен­ных в делениях нейтронов на число делений, в которых они получены, мы должны получить среднее число нейтронов деления, испускаемых в одном акте деления , которое, исходя из приведенных рассуждений, должно быть также строго определённым и постоянным для каждого сорта делящихся нуклидов. Эта физическая константа делящегося нуклида и обозначена  .

По данным 1998 г. (величина этой константы периодически уточняется по результатам анализа физических экспериментов во всём мире) при де­лении под действием тепловых нейтронов

Для урана-235  5 = 2.416,

Для плутония-239  9 = 2.862,

Для плутония-241  1 = 2.938 и т.д.

Последнее замечание нелишне: величина константы существенно за­висит от величины кинетической энергии нейтронов, вызывающих деления и с ростом последней увеличивается приблизительно прямо пропорционально Е.

Для двух наиболее важных делящихся нуклидов приближённые зависимости (E) опи­сываются эмпирическими выражениями:

Для урана-235  5 (E) = 2.416 + 0.1337 Е ;

Для плутония-239  9 (E) = 2.862 + 0.1357 E .

*) Энергия нейтронов Е подставляется в [МэВ].

Таким образом, величина константы , рассчитанная по этим эмпири­ческим формулам, при различных энергиях нейтронов может достигать сле­дующих значений:

Итак, первой характеристикой нейтронов деления, испускаемых при делении конкретных делящихся нуклидов, является свойственное этим нук­лидам среднее число нейтронов деления, получаемых в акте деления  .

Факт, что для всех делящихся нуклидов  > 1, создаёт предпосылку к осуществимости цепной нейтронной реакции деления. Ясно, что для реа­лизации самоподдерживающейся цепной реакции деления необходимо создать условия, чтобы один из  получаемых в акте деления нейтронов обяза­тельно вызывал следующее деление другого ядра, а остальные ( - 1) нейтронов каким-то образом исключались из процесса деления ядер. В противном случае интенсивность делений во времени будет лавинообразно нарастать (что и имеет место в атомной бомбе ).

Поскольку теперь известно, что величина константы  увеличивается с ростом энергии вызывающих деления нейтронов, возникает закономерный вопрос: а с какой же кинетической энергией рождаются нейтроны деления?

Ответ на этот вопрос даёт вторая характеристика нейтронов деления, называемая энергетическим спектром нейтронов деления и представляющая собой функцию распределения нейтронов деления по их кинетическим энер­гиям.

Если в единичном (1 см 3) объёме среды в некоторый рассматриваемый момент времени появляются n нейтронов деления всех возможных энергий, то нормированный энергетический спектр - это функция от величины энергии Е, величина которой при любом конкретном значении Е показывает, какую часть (долю) всех этих нейтро­нов составляют нейтроны, обладающие энергиями элементарного интервала dE вблизи энергии Е. Иначе говоря, речь идет о выражении

Распределение нейтронов деления по энергиям достаточно точно опи­сывается спектральной функцией Уатта (Watt):

n (E ) = 0.4839
, (2.2.2)

графической иллюстрацией которой служит рис.2.8. на следующей странице.

Спектр Уатта показывает, что, хотя нейтроны деления и рождаются с самыми различными энергиями, лежащими в очень широком интервале, боль­ше всего нейтронов имеют начальную энергию , равную Е нв = 0.7104 МэВ , со­ответствующую максимуму спектральной функции Уатта. По смыслу эта ве­личина - наиболее вероятная энергия нейтронов деления.

Другая величина, характеризующая энергетический спектр нейтронов деления - средняя энергия нейтронов деления , то есть та величина энер­гии, которую имел бы каждый нейтрон деления, если бы всю суммарную ре­альную энергию всех нейтронов деления поровну разделить между ними:

Е ср =  Е n(E) dE /  n(E) dE (2.2.3)

Подстановка в (2.2.3) выражения (2.2.2) дает значение средней энергии нейтронов деления

Е ср = 2.0 МэВ

А это означает, что практически все нейтроны деления рождаются быстрыми (то есть с энергиями Е > 0.1 МэВ ). Но быстрых нейтронов с относительно высокими кинетическими энергиями рождается мало (менее 1 %), хотя ощутимое количество нейтронов деления появляется с энергиями до 18 – 20 МэВ .

0 1 2 3 4 5 Е, МэВ

Рис.2.8. Энергетический спектр нейтронов деления – спектр Уатта.

Спектры нейтронов деления для разных делящихся нуклидов отличают­ся друг от друга незначительно . Скажем, для интересующих нас в первую очередь нуклидов 235 U и 239 Pu величины средних энергий нейтронов деле­ния (скорректированные по результатам физических экспериментов):

Е ср = 1.935 МэВ - для 235 U и Е ср = 2.00 МэВ - для 239 Pu

Величина средней энергии спектра нейтронов деления возрастает с увеличени­ем энергии нейтронов, вызывающих деления, но это возрастание незначи­тельно (по крайней мере, в пределах до 10 - 12 МэВ). Это позволяет не учитывать его и приближенно считать энергетический спектр нейтронов деления единым для различных ядерных топлив и для различных по спектру (быстрых, про­межуточных и тепловых) реакторов.

Для урана-238, несмотря на пороговый характер его деления, спектр нейтронов деления также практически совпадает с выражением (2.2.2), а зависимость среднего числа нейтронов деления  8 от энергии вызывающих деления нейтронов - также практически линейная при энергиях выше поро­говой (Е п = 1.1 МэВ ):

 8 (E) = 2.409 + 0.1389E . (2.2.4)

2.2.3. Радиоактивность осколков деления. Уже говорилось, что ус­тановлено около 600 типов осколков деления, отличающихся по массе и протонному заряду, и о том, что практически все они рождаются сильно возбуждёнными .

Дело усложняется ещё и тем, что они несут в себе значительное возбуждение и после испускания нейтронов деления. Поэтому в естествен­ном стремлении к устойчивости они и в дальнейшем продолжают "сбрасы­вать" избыточную сверх уровня основного состояния энергию до тех пор, пока не будет достигнут этот уровень.

Этот сброс осуществляется путём последовательного испускания ос­колками всех видов радиоактивного излучения (альфа-, бета- и гамма-из­лучений), причём у разных осколков различные виды радиоактивного рас­пада протекают в различной последовательности и (в силу различия в ве­личинах постоянных распада ) в различной степени растянуты во времени.

Таким образом, в работающем ядерном реакторе идёт не только про­цесс накопления радиоактивных осколков, но и процесс непрерывной их трансформации : известно большое число цепочек следующих друг за другом превращений, приводящих в конечном счёте к образованию стабильных ядер, но все эти процессы требуют различного времени, для одних цепочек - весьма небольшого, а для других - достаточно продолжительного.

Поэтому радиоактивные излучения не только сопровождают реакцию деления в работающем реакторе, но и долгое время испускаются топливом после его останова.

Этот фактор, во-первых, порождает особый вид физической опасности - опасности облучения персонала, обслуживающего реакторную установку, кратко именуемой радиационной опасностью. Это вынуждает конструкто­ров реакторной установки предусматривать окружение её биологической защитой, размещать её в изолированных от окружающей среды помещениях и принимать ряд других мер по исключению возможности опасного облучения людей и радиоактивного загрязнения окружающей среды.

Во-вторых, после останова реактора все виды радиоактивного излу­чения, хотя и уменьшаются по интенсивности, но продолжают взаимодейс­твие с материалами активной зоны и, подобно самим осколкам деления в начальный период их свободного существования, передают свою кинетичес­кую энергию атомам среды активной зоны, повышая их среднюю кинетичес­кую энергию. То есть в реакторе после его остановки имеет место оста­точное тепловыделение .

Несложно понять, что мощность остаточного тепловыделения в реак­торе в момент останова прямо пропорциональна количеству осколков, на­копленных при работе реактора к этому моменту, а темп её спада в дальнейшем определяется периодами полураспада этих осколков. Из ска­занного следует другой негативный фактор, обусловленный радиоактив­ностью осколков деления - необходимость длительного расхолаживания ак­тивной зоны реактора после его останова с целью снятия остаточных тепловыделений, а это связано с ощутимым расходованием электроэнергии и моторесурса циркуляционного оборудования.

Таким образом, образование радиоактивных осколков в процессе де­ления в реакторе - явление, главным образом, негативное , но... нет худа без добра!

В радиоактивных превращениях осколков деления можно увидеть и позитивный аспект, которому ядерные реакторы буквально обязаны своим существованием . Дело в том, что из большого множества осколков деления есть около 60 типов таких, которые после первого -распада становятся нейтроноактивными , способными испускать так называемые запаздывающие нейтроны. Запаздывающих нейтронов в реакторе испускается сравнительно немного (приблизительно 0.6% от общего числа генерируемых нейтронов), однако именно благодаря их существованию возможнобезопасное управление ядерным реактором; в этом убедимся при изучении ки­нетики ядерного реактора.

2.2.4. Высвобождение энергии при делении. Ядерная реакция деления в физике является одним из наглядных подтверждений гипотезы А.Эйнштей­на о взаимосвязи массы и энергии, которая применительно к делению ядра формулируется так:

Величина высвобождаемой при делении ядра энергии прямо пропорцио­нальна величине дефекта масс, причём коэффициентом пропорциональ­ности в этой взаимосвязи является квадрат скорости света:

E =  mс 2

При делении ядра избыток (дефект) масс определяется как разница сумм масс покоя исходных продуктов реакции деления (т.е. ядра и нейт­рона) и результирующих продуктов деления ядра (осколков деления, нейт­ронов деления и остальных микрочастиц, испускаемых как в процессе де­ления, так и после него).

Спектроскопический анализ позволил установить большинство продук­тов деления и их удельные выходы. На этой основе оказалось не так уж сложно подсчитать частные величины дефектов масс при различных резуль­татах деления ядер урана-235, а по ним - рассчитать среднюю величину высвобождаемой в одиночном делении энергии, которая оказалась близкой к

mc 2 = 200 МэВ

Достаточно сравнить эту величину с высвобождаемой энергией в акте одной из самых эндотермических химических реакций - реакции окисления ракетного топлива (величиной менее 10 эВ),- чтобы понять, что на уров­не объектов микромира (атомов, ядер) 200 МэВ - очень большая энергия : она по меньшей мере на восемь порядков величины (в 100 миллионов раз) больше энергии, получаемой при химических реакциях.

Энергия деления рассеивается из объёма, где произошло деление яд­ра, через посредство различных материальных носителей : осколков деле­ния, нейтронов деления, - и -частицами, -квантами и даже нейтрино и антинейтрино.

Распределение энергии деления между материальными носителями при делении ядер 235 U и 239 Pu приведено в табл.2.1.

Таблица 2.1. Распределение энергии деления ядер урана-235 и плуто­ния-239 между продуктами деления.

Различные составляющие энергии деления трансформируются в тепло не одновременно.

Первые три составляющие обращаются в тепло за время менее 0.1 с (считая с момента деления), а потому и называются мгновенными источниками тепловыделения .

- и -излучения продуктов деления испускаются возбуждёнными ос­колками с самыми различными по величине периодами полураспада (от нес­кольких долей секунды до нескольких десятков суток, если брать в рас­чёт только осколки с заметным удельным выходом ), а потому упоминавший­ся выше процесс остаточного тепловыделения , который как раз и обуслов­лен радиоактивными излучениями продуктов деления, может длиться десят­ки суток после остановки реактора.

*) По очень приблизительным оценкам мощность остаточного тепловы­деления в реакторе после его останова снижается за первую ми­нуту - на 30-35%, по истечении первого часа стоянки реактора она составляет примерно 30% от мощности, на которой реактор ра­ботал до останова, а после первых суток стоянки - примерно 25 процентов. Ясно, что об остановке принудительного охлаждения ре­актора в таких условиях не может быть и речи, т.к. даже кратко­временное прекращение циркуляции теплоносителя в активной зоне чревато опасностью теплового разрушения твэлов. Лишь после не­скольких суток принудительного расхолаживания реактора, когда мощность остаточного тепловыделения снижается до уровня отво­димой за счёт естественной конвекции теплоносителя, циркуляци­онные средства первого контура можно остановить.

Второй практический для инженера вопрос: где и какая часть энер­гии деления трансформируется в тепло в реакторе ? - так как это связано с необходимостью организации сбалансированного теплоотвода от различных его внутрен­них частей, оформленных в различные технологические конструкции.

Топливная композиция , в составе которой находятся делящиеся нукли­ды, содержится в герметичных оболочках, препятствую­щих выходу образующихся осколков из топливной композиции тепловыделяю­щих элементов (твэлов) в охлаждающий их теплоноситель. И, если осколки деления в исправном реакторе не покидают твэлов, ясно, что кинетические энергии осколков и слабопроникающих -частиц превращаются в тепло внутри твэлов .

Энергии же нейтронов деления и -излучения трансформируются в теп­ло внутри твэлов лишь частично : проникающая способность нейтронов и -излучения порождает унос большей части их начальной кинетической энер­гии от мест их рождения.

Знание точной величины энергии деления и её доли получаемого тепла внутри твэлов, имеет важное практическое значение, позволяя рассчитать другую практически важную характеристику, называемую удельным объёмным тепловыделением в топливе твэлов (q v ).

Например, если известно, что в 1 см 3 топливной композиции твэла за 1 с происходит R f делений ядер урана-235, то очевидно: количество теп­ловой энергии, генерируемой ежесекундно в этом единичном объёме (= теп­ловая мощность 1 см 3 топлива), - и есть удельное объёмное тепловыделе­ние (или энергонапряженность ) топлива, и эта величина будет равна:

q v = 0.9 .  E . R f (2.2.5)

Доля энергии деления, получаемой в виде тепла вне твэлов в актив­ной зоне реактора, зависит от его типа и устройства и лежит в пределах (6  9)% от полной энергии деления. (Например, у ВВЭР-1000 эта величина приблизительно равна 8.3%, а у РБМК-1000 - около 7%).

Таким образом, доля полного тепловыделения в объёме активной зоны от всей энергии деления составляет 0.96  0.99, т.е. с технической сте­пенью точности совпадает с полной энергией деления.

Отсюда - другая техническая характеристика активной зоны реактора:

- средняя энергонапряжённость активной зоны (q v) аз - тепловая мощность, получаемая в единице объёма активной зоны:

(q v) аз = (0.96-0.99) E . R f  E . R f (2.2.6)

Так как энергия в 1 МэВ в системе СИ соответствует 1.602 . 10 -13 Дж , то величина энергонапряжённости активной зоны реактора:

(q v) аз  3.204 . 10 -11 R f .

Поэтому, если величина средней по объёму активной зоны энергонап­ряжённости известна, то тепловая мощность реактора , очевидно, будет:

Q p = (q v) аз. V аз  3.204 . 10 –11 . R f . V аз [Вт ] (2.2.7)

Тепловая мощность реактора прямо пропорциональна средней скорости

реакции деления в его активной зоне.

Практическое следствие : Хотите, чтобы реактор работал на постоянном уровне мощности? - Создайте в нём такие условия, чтобы реакция де­ления в его активной зоне протекала с неизменной средней скоростью во времени. Нужно увеличить (уменьшить) мощность реактора? - Найдите способы соответственного увеличения (или уменьшения) скорости реакции деления. В этом - первичный смысл управления мощностью ядерного реактора.

Рассмотренные соотношения и выводы кажутся очевидными толь­ко в простейшем случае, когда топливным компонентом в реакторе является один уран-235. Однако, повторив рассуждения для реактора с многокомпо­нентной топливной композицией, несложно убедиться в пропорциональности средней скорости реакции деления и тепловой мощности реактора в самом общем случае.

Таким образом, тепловая мощность реактора и распределение тепловыделения в его активной зоне связаны прямой пропорциональной зависимос­тью с распределением скорости реакции деления по объёму топливной ком­позиции активной зоны реактора.

Но из сказанного также ясно, что скорость реакции деления должна быть связана с количеством свободных нейтронов в среде активной зоны , так как именно они (свободные нейтроны) вызывают реакции деления, ра­диационного захвата, рассеяния и другие нейтронные реакции. Иначе го­воря, скорость реакции деления, энерговыделение в активной зоне и теп­ловая мощность реактора явно должны быть связаны с характеристиками нейтронного поля в его объёме.

Принципиальная схема ядерного реактора на тепловых (медленных) нейтронах показана на рис.5.1, здесь 1 - управляющие стержни, 2 - биологическая защита, 3 - тепловая защита, 4 - замедлитель, 5 - ядерное топливо (ТВЭЛы).

При попадании нейтрона в ядро изотопа урана 235 оно делится на две части и вылетают несколько (2,5-3) новых вторичных нейтронов . Чтобы в ядерном реакторе могла поддерживаться цепная реакция, необходимо чтобы в активной зоне реактора масса ядерного горючего была не менее критической. Реактор должен содержать такое количество 235 U , чтобы в среднем хотя бы один из числа получающихся нейтронов на каждом акте деления смог бы вызвать следующий акт деления, прежде чем он покинет активную зону реактора.

Рисунок 5.1. Принципиальная схема ядерного реактора на тепловых нейтронах

Если число нейтронов будет поддерживаться постоянным, то реакция деления будет иметь стационарный характер . Чем выше стационарный уровень числа существующих нейтронов, тем больше мощность реактора. Мощность в 1 МВт соответствует цепной реакции, при которой происходит 3 10 16 делений в 1 секунду.

Если число нейтронов будет увеличиваться, то произойдёт тепловой взрыв, если уменьшаться, то реакция прекратится. Регулирование скорости течения реакции производится с помощью управляющих стержней 1.

Текущее состояние ядерного реактора можно охарактеризовать эффективным коэффициентом размножения нейтронов или реактивностью , которые связаны между собой соотношением:

Для этих величин характерны следующие значения:

· - цепная реакция нарастает во времени, реактор находится в надкритическом состоянии, его реактивность ;

· , - число делений ядер постоянно, реактор находится в стабильном критическом состоянии.

Ядерный реактор может работать с заданной мощностью в течение длительного времени только в том случае, если в начале работы он имеет запас реактивности. В процессе работы ядерного реактора из-за накопления в топливе осколков деления изменяется его изотопный и химический состав, происходит образование трансурановых элементов, главным образом Pu. Протекающие в реакторе процессы снижают возможность протекания цепной реакции деления ядер атомов.

Для поддержания и осуществления цепной реакции необходимо ограничить поглощение нейтронов материалами окружающими активную зону реактора. Этим достигается использованием таких материалов (для биологической 2 и тепловой 3 защиты), которые хотя бы частично (в идеальном случае 50%) отражали нейтроны, т.е. не поглощали их. Особое значение имеет выбор теплоносителя, служащего для переноса тепла из активной зоны к турбине.

Образующиеся в результате деления нейтроны могут быть быстрыми (иметь большую скорость) и медленными (тепловыми). Вероятность захвата медленного нейтрона ядром 235 U и его последующего расщепления больше, чем быстрого нейтрона. Поэтому ТВЭЛы 5 окружают специальными замедлителями 4, которые замедляют нейтроны, слабо поглощая их. Для уменьшения утечки нейтронов из реактора его снабжают отражателем. В качестве замедлителей и отражателей наиболее часто используют графит, тяжёлую (D 2 O ), обычную воду и др.

Количество стационарно существующих нейтронов определяет число образующихся осколков деления ядер, которые разлетаются в разные стороны с огромной скоростью. Торможение осколков приводит к разогреву топлива и стенок ТВЭЛов. Для снятия этого тепла в реактор подаётся теплоноситель , нагрев которого и является целью работы реактора. Часто одно и то же вещество, например обычная вода, выполняет функции теплоносителя, замедлителя и отражателя . Подача воды в реактор производится с помощью главных циркуляционных насосов (ГЦН).

После того, как была осуществлена неконтролируемая цепная реакция, позволившая получить гигантское количество энергии, ученые поставили задачу осуществления контролируемой цепной реакции. Суть контролируемой цепной реакции заключается в умении управлять нейтронами. Этот принцип и был успешно применен в атомных электростанциях (АЭС).

Энергия деления ядер урана используется в атомных электростанциях (АЭС). Процесс деления урана очень опасен. Поэтому ядерные реакторы окружают плотные защитные оболочки. Распространен тип реактора с водой под давлением.

Теплоносителем является вода. Холодная вода поступает в реактор под очень высоким давлением, которое препятствует ее закипанию.

Холодная вода, проходя через активную зону реактора, действует также как замедлитель - замедляет быстрые нейтроны, чтобы они ударялись о ядра урана и вызывали цепную реакцию.

Ядерное топливо (уран) находится в активной зоне в виде стержней тепловыделяющей сборки. Топливные стержни в сборке чередуются с управляющими стержнями, которые регулируют скорость деления ядер, поглощая быстрые нейтроны.

При делении высвобождается большое количество тепла. Нагретая вода покидает активную зону под давлением с температурой 300?С и поступает в энергетическую установку, в которой распложены генераторы и турбины.

Горячая вода из реактора нагревает воду второго контура до кипения. Пар направляется к лопастям турбины и вращает ее. Вращающийся вал передает энергию генератору. В генераторе механическая энергия вращения преобразуется в электрическую. Пар охлаждается и вода возвращается обратно в реактор.

В результате этих сложных процессов атомная электростанция вырабатывает электрический ток.

Как видите, расщепляемый изотоп находится в топливных стержнях, расположенных в активной зоне реактора, образуя критическую массу. Управляют ядерной реакцией при помощи управляющих стержней, изготовленных из бора или кадмия. Управляющие стержни, как и топливные, располагаются в активной зоне реактора и, подобно губке, поглощающей воду, действуют на нейтроны, поглощая их. Оператор АЭС, регулируя количество управляющих стержней в активной зоне реактора, управляет скоростью ядерного процесса: замедляет его, опуская управляющие стержни в активную зону реактора; либо ускоряет - поднимая стержни.

Казалось бы, все замечательно - атомная энергетика является неиссякаемым высокотехнологичным источником электроэнергии и за ней будущее. Так люди думали до 26 августа 1986 года. Авария на четвертом блоке Чернобыльской АЭС все перевернула с "ног на голову" - "мирный" атом оказался не таким уж и мирным, если обращаться с ним пренебрежительно.

Об этом написано достаточно много материала. Здесь будет приведена квинтэссенция (сжатая суть) катастрофы.

Основные причины аварии 4-го энергоблока ЧАЭС:

1. Недостаточно хорошо продуманная программа технологического эксперимента по выбегу турбогенератора;
2. Просчеты разработчиков ядерного реактора РБМК, где немалую роль сыграла нехватка в системе управления оперативной информации о запасе реактивности в активной зоне;
3. "Вольности" персонала АЭС, проводившего эксперимент, и допустившего отклонения от регламента проводимых работ.

Все это вкупе привело к катастрофе. Среди специалистов, расследовавших события в Чернобыле, ходила примерно такая формула: "операторы умудрились взорвать блок, а реактор позволил им сделать это" . Часть чернобыльской вины лежит почти на каждом - и на физиках, проводящих расчеты по упрощенным моделям, и на монтажниках, небрежно заваривающих швы, и на операторах, позволяющих себе не считаться с регламентом работ.

Анатомия чернобыльской аварии в "двух словах"

1. Было допущено снижение мощности реактора до очень малого значения (примерно 1% от номинала). Это "плохо" для реактора, т.к., тот попадает в "йодную яму" и начинается ксеноновое отравление реактора. По "нормальному" - надо было глушить реактор, но в этом случае эксперимент по выбегу турбины не был бы произведен, со всеми вытекающими отсюда административными последствиями. В итоге, персонал ЧАЭС решил поднять мощность реактора и продолжить эксперимент.

2. Из изложенного выше материала видно, что оператор АЭС может управлять скоростью ядерной реакции (мощностью реактора) путем перемещения управляющих стержней в активную зону реактора. Для поднятия мощности реактора (чтобы завершить эксперимент) из активной зоны реактора были выведены практически все управляющие стержни.

Чтобы читателю, не знакомому с "ядерными тонкостями", было понятнее - можно привести следующую аналогию с грузом, подвешенным на пружине:

• Груз (вернее его положение) - это мощность реактора;
• Пружина - это средство управления грузом (мощностью реактора).
• В нормальном положении груз и пружина находятся в равновесии - груз на определенной высоте, а пружина растянута на некоторое значение.
• При провале мощности реактора ("йодная яма") - груз пошел вниз к земле (и очень сильно пошел).
• Чтобы "вытянуть" реактор, оператор "потянул за пружину" (вывел управляющие стержни; а надо было как раз наоборот - ввести все стержни и заглушить реактор, т.е., отпустить пружину, чтобы груз упал на землю). Но, система груз-пружина обладает некоторой инерцией, и некоторое время после того, как оператор стал тянуть вверх пружину, груз по-прежнему движется еще вниз. А оператор продолжает тянуть вверх.
• Наконец, груз достигает нижней точки, и под действием (уже приличных) сил пружины начинает двигаться вверх - мощность реактора начинает резко возрастать. Груз все быстрее летит вверх (неконтролируемая цепная реакция с выделением огромного количества тепла), а оператор уже ничего сделать не может, чтобы погасить инерцию движения груза вверх. В результате груз бьет оператора в лоб.

Да, операторы ЧАЭС, допустившие взрыв энергоблока, заплатили самую высокую цену за свою ошибку - свою жизнь.

Почему же персонал ЧАЭС действовал именно таким образом? Одной из причин послужил тот факт, что система контроля ядерного реактора не предоставила оператору оперативной информации об опасных процессах, протекающих в реакторе.

Вот как А.С.Дятлов начинает свою книгу "Чернобыль. Как это было" :

26 апреля 1986 г. в один час двадцать три минуты сорок секунд начальник смены блока No 4 ЧАЭС Александр Акимов приказал заглушить реактор по окончании работ, проводимых перед остановом энергоблока на запланированный ремонт. Команда отдана в спокойной рабочей обстановке, система централизованного контроля не фиксирует ни одного аварийного или предупредительного сигнала об отклонении параметров реактора или обслуживающих систем. Оператор реактора Леонид Топтунов снял с кнопки АЗ колпачок, предохраняющий от случайного ошибочного нажатия, и нажал кнопку. По этому сигналу 187 стержней СУЗ реактора начали движение вниз, в активную зону. На мнемотабло загорелись лампочки подсветки, и пришли в движение стрелки указателей положения стержней. Александр Акимов, стоя вполоборота к пульту управления реактором, наблюдал это, увидел также, что "зайчики" индикаторов разбаланса АР "метнулись влево" (его выражение), как это и должно быть, что означало снижение мощности реактора, повернулся к панели безопасности, за которой наблюдал по проводимому эксперименту.
Но дальше произошло то, чего не могла предсказать и самая безудержная фантазия. После небольшого снижения мощность реактора вдруг стала увеличиваться со всё возрастающей скоростью, появились аварийные сигналы. Л. Топтунов крикнул об аварийном увеличении мощности. Но сделать что-либо было не в его силах. Всё, что он мог, сделал - удерживал кнопку АЗ, стержни СУЗ шли в активную зону. Никаких других средств в его распоряжении нет. Да и у всех других тоже. А. Акимов резко крикнул: "Глуши реактор!". Подскочил к пульту и обесточил электромагнитные муфты приводов стержней СУЗ. Действие верное, но бесполезное. Ведь логика СУЗ, то есть все её элементы логических схем, сработала правильно, стержни шли в зону. Теперь ясно - после нажатия кнопки АЗ верных действий не было, средств спасения не было. Другая логика отказала!
С коротким промежутком последовало два мощных взрыва. Стержни АЗ прекратили движение, не пройдя и половины пути. Идти им было больше некуда.
В один час двадцать три минуты сорок семь секунд реактор разрушился разгоном мощности на мгновенных нейтронах. Это крах, предельная катастрофа, которая может быть на энергетическом реакторе. Её не осмысливали, к ней не готовились, никаких технических мероприятий по локализации на блоке и станции не предусмотрено…

Т.е., за несколько секунд до катастрофы персонал даже не подозревал о приближающейся опасности! Финишем всей этой абсурдной ситуации стало нажатие аварийной кнопки, после которого и произошел взрыв - вы мчитесь на автомобиле и перед препятствием жмете на тормоз, но автомобиль еще больше ускоряется и врезается в препятствие. Справедливости ради следует сказать, что нажатие аварийной кнопки уже никак не могло повлиять на ситуацию - оно лишь на несколько мгновений ускорило неминуемый взрыв реактора, но факт остается фактом - аварийная защита взорвала реактор !

Воздействие радиации на человека

Чем же так опасны техногенные ядерные катастрофы (не говоря уже о ядерном оружии)?

Помимо высвобождения колоссального количества энергии, что приводит к большим разрушениям, ядерные реакции сопровождаются радиационным излучением и, как следствие - радиационным заражением местности.

Чем же так вредна радиация для живого организма? Не приноси она такого вреда всему живому, то об аварии на ЧАЭС все бы уже давно забыли, а атомными бомбами швырялись бы налево и направо.

Радиация разрушает клетки живого организма двумя способами:

1. вследствие нагрева (радиационный ожог);
2. вследствие ионизации клеток (лучевая болезнь).

Радиоактивные частицы и сама радиация обладают высокой кинетической энергией. Радиация порождает теплоту. Эта теплота по аналогии с солнечным ожогом вызывает радиационный ожог, разрушая ткани организма.