Список использованных источников

1. Красин, А.К. Ядерная энергетика и пути ее развития / А.К. Красин. – Мн.: «Наука и техника», 1981. – 207 с.

2. Маргулова, Т.Х. Атомная энергетика и ее будущее / Т.Х. Маргулова. – М.: «Энергия», 1977. – 112 с.

3. Петунин, Б.В. Теплоэнергетика ядерных установок / Б.В. Петунин. – М.: «Атомиздат», 1960. – 232 с.

4. Славинский, И. Внутри и около / И. Славинский // Советская Белоруссия. – 2010. – 14 июля. – С. 5.

5. Конышев, И.В. Мировой атомный ренессанс и общественное мнение / И.В. Конышев // Специализированная международная выставка-конференция, Минск, 10-12 марта 2010г. Официальный каталог. – С. 109-112.

6. Детская энциклопедия: в 12 т / редколлегия: А. Маркушевич (гл. ред.) и др. – М.: «Педагогика», 1973. – Т.З: Вещество и энергия / И. Петрянов (научн. ред.) и др. – 1973. – 544 с.

7. Андрющенко, А.И. Основы термодинамических циклов теплоэнергетических установок / А.И. Андрющенко. – М.: «Высшая школа», 1985. – 319 с.

Тема 2. Некоторые сведения из ядерной физики, теплофизики и физики ядерных реакторов

Реферативное изложение темы

Модель атома. Модель ядра. Нуклоны. Нуклиды. Принципиальная конструкция ядерного реактора. Ядерное горючее. Критическая масса. Замедлитель. Теплоноситель. Формула четырех сомножителей. Регулирование мощности реактора. Уплощение активной зоны. Реакторы на тепловых и быстрых нейтронах.

Для начала вспомним, что модель атома – это ядро с вращающимися вокруг него электронами (рисунок 2.1). Атомные ядра построены из частиц – протонов и нейтронов. Общее название этих частиц – нуклоны. Общее название атомов, различающихся числом нуклонов в ядре или, при одинаковом числе нуклонов, отличающихся разным соотношением протонов и нейтронов – нуклиды.

Нынешняя модель ядра существует с 1932 года, ее авторы: советский ученый Д.Д. Иваненко и немецкий ученый В. Гейзенберг. Число протонов в ядре – порядковый номер элемента в таблице Д.И. Менделеева (они же определяют заряд ядра). Число протонов и нейтронов – массовое число атома (практически вся масса атома сосредоточена в ядре). Протоны и нейтроны удерживаются в ядре с помощью «ядерного клея» – частиц с массой примерно в 200 раз большей массы электрона. Позднее эти частицы назвали мезонами, и теперь наука знает несколько их видов.

Рисунок 2.1 – Модель атома

Устройство, в котором поддерживается управляемая цепная реакция деления ядер, называется ядерным реактором. На рисунке 1.2 изображена принципиальная конструкция ядерного реактора. Основные элементы ядерного реактора: орган управления – 1; корпус – 2; каналы для прохождения теплоносителя – 3; ТВЭЛЫ – 4; биологическая защита – 5; вход и выход теплоносителя; замедлителем могут быть или стенки каналов или теплоноситель.

При попадании нейтрона в ядро атома некоторых веществ происходит их деление. Вещества, претерпевающие деление, называются ядерным горючим или ядерным топливом.

Отступление.

Предлагаю различать эти два понятия. Ядерное горючее – это делящиеся изотопы, такие, как уран – 235, уран – 233 и плутоний – 239; а в составе с другими изотопами в ТВЭЛах – ядерное топливо. Последние два вещества называются вторичным ядерным горючим, так как они в природе не встречаются и являются искусственными продуктами. Их можно получить из тория – 232 и урана – 238 при помощи соответствующих ядерных реакций. Природные изотопы Th²³² и U²³⁸ называются топливным сырьем.

Изотопы – атомы одного и того же химического элемента, ядра которых содержат одинаковое число протонов, но разное число нейтронов; имеют разные атомные массы; обладают одними и теми же химическими свойствами, но различаются по своим физическим свойствам. Неустойчивые изотопы есть у всех химических элементов.

Большое практическое значение для ядерной (атомной) энергетики имеет преобразование ядер атомов при захвате ядром нейтрона. В некоторых случаях такой захват нейтронов приводит только к изменению массового числа (атомного веса) изотопа, не меняя его химической принадлежности (порядкового номера в таблице Д.И. Менделеева):

А в ряде случаев захват нейтрона ядром приводит к β-радиоактивности, и тогда меняется не только массовое число изотопа, но и его химическая принадлежность:

При делении ядер (всех делящихся изотопов) на одно деление выделяется примерно 200 Мэв (миллионов электрон-вольт) энергии (см. таблицу 2.1).

Таблица 2.1 – Баланс энергии одного акта деления

Источники энергии	Величина энергии, Мэв
Кинетическая энергия осколков деления	167±5
Кинетическая энергия нейтронов деления	5
Энергия γ-излучения, сопровождающего захват нейтронов	6±1
γ-излучение продуктов деления	6±1
β-излучение	8±1,5
Нейтрино	12±2,5
Полная энергия деления	204±7

1 Мэв = 10⁶ эв = 1,6021 · 10^-13 Дж

Общим для всех изотопов горючего при делении ядер является появление двух осколков деления и нескольких свободных нейтронов. Деление ядра горючего сопровождается мгновенным гамма-излучением и последующим β – и γ – излучением от осколков деления; β – распад осколков сопровождается вылетом нейтрино (см. таблицу 2.1).

Полезно запомнить, что для получения 1 МВт · сутки тепловой энергии расход U²³⁵ при делении на тепловых нейтронах составляет 1,225 г. Для электростанции мощностью в 1000 МВт (эл) в год необходимо израсходовать ≈ 2,15 ·10⁶ mу.т = 150 m природного урана.

Осуществление самоподдерживающейся цепной реакции деления ядерного горючего возможно только в том случае, если взято такое его количество, при котором отношение числа нейтронов любого поколения к соответствующему числу нейтронов предыдущего поколения будет равно или больше единицы. Это отношение называется коэффициентом размножения нейтронов данной системы и обозначается буквой К.

При каждом акте деления ядро горючего испускает в среднем ~ 2,5 быстрых нейтрона.

Разъяснение.

Нейтроны с энергией около 0,025 эв называются тепловыми (или медленными), выше 1 Мэв – быстрыми, а с энергией ниже 1 Мэв – промежуточными.

Если, по меньшей мере, один из этих нейтронов сможет, в свою очередь, вызвать деление другого ядра горючего, то этот процесс удовлетворяет условию размножения и будет самоподдерживающимся, представляющим собой цепную реакцию деления. Самоподдерживающейся реакции может и не быть, если не будет выполнен ряд условий. Эти условия легко уяснить, если проследить за судьбой вновь рожденных (быстрых) нейтронов, образующихся в результате деления ядер горючего в реакторе на тепловых нейтронах, геометрические размеры которого бесконечно велики и, следовательно, утечки нейтронов из системы нет.

Число вновь рождаемых (быстрых) нейтронов от каждого полезно захваченного ядром горючего теплового нейтрона зависит от свойств горючего и обозначается буквой ν (ню) (иногда η-этта). Для U²³⁵ ν ≈ 2,5; для Pu²³⁹ ν ≈ 3,0. Если через n₁ обозначить общее число полезно захваченных в данный момент тепловых нейтронов, то число вновь рождаемых быстрых нейтронов будет νn₁.

Сырьевой базой ядерной энергетики являются природный уран и торий. Делящегося под воздействием тепловых нейтронов изотопа U²³⁵ в природном уране всего лишь 0,7115%, а львиную долю природного урана составляет изотоп U²³⁸ – 99,28%. Некоторые вновь рожденные быстрые нейтроны вызовут деление ядер U²³⁸, образовав дополнительное количество быстрых нейтронов. Это увеличение характеризуется коэффициентом размножения на быстрых нейтронах μ (мю) (иногда ε-эпсилон). Например, для реактора на естественном (природном) уране с графитовым замедлителем μ ≈ 1,03. Таким образом, общее количество быстрых нейтронов, которое будет замедляться до тепловых, равно νμn₁.

Некоторые вещества обладают способностью наиболее сильно захватывать нейтроны с определенной энергией. Захват нейтронов с такой энергией называется резонансным захватом. Например, резонансный захват нейтронов ураном – 238 происходит при энергии нейтронов около 7 эв. Наличие резонансного захвата уменьшает число вторичных нейтронов за счет поглощения части нейтронов в процессе замедления. Если через φ (фи) обозначить часть быстрых нейтронов, которая избежит резонансного захвата, то часть нейтронов, которое достигнет тепловой энергии, будет равно νμφn₁.

Часть этих нейтронов безвозвратно захватится топливным материалом, материалом конструкций и замедлителем, о часть нейтронов будет захвачена ядрами горючего. Эту, последнюю, часть полезно захваченных тепловых нейтронов, обозначаемую через  (тэтта), называют коэффициентом использования тепловых нейтронов рассматриваемой (с бесконечными размерами) системы. Таким образом, в следующем поколении количество полезно захваченных нейтронов будет n₂ = νμφn₁. Тогда коэффициент размножения для системы с бесконечными размерами

К_∞ = n₂ / n₁ = νμφ (иногда ηεφ) (2.1)

Эта формула обычно называется формулой четырех сомножителей. Значения этих сомножителей определяются свойствами ядерного горючего, геометрией системы, составом горючего (топлива) и замедлителя.

Для конечных размеров активной зоны в значение коэффициента размножения необходимо внести поправку, связанную с утечкой быстрых и тепловых нейтронов. Коэффициент размножения, определенный с учетом утечки нейтронов из системы, называется эффективным коэффициентом размножения нейтронов и имеет вид

К_эфф = К_∞ · L · L₁ , (2.2)

где L и L₁ – коэффициенты, учитывающие утечку быстрых и тепловых нейтронов соответственно. Эти коэффициенты являются функциями геометрии, формы и размеров активной зоны и ядерных свойств системы.

Подробный расчет К_эфф входит в задачу нейтронно-физического расчета реактора. Задача нейтронно-физического расчета ядерного реактора – определение оптимальных условий, обеспечивающих протекание самоподдерживающейся цепной реакции при возможно меньшем количестве ядерного горючего. То минимальное количество горючего, при котором для данной системы можно достичь коэффициента размножения, равного единице (К_эфф = 1), называется критической массой, а размеры системы – критическими. Представление о порядке величин критической массы и размеров активной зоны дает таблица 2.2 по реакторам, разработанным к 1960-му году; при наличии отражателя, уменьшающего утечку нейтронов из системы.

Таблица 2.2 – Размеры и критическая масса активной зоны реакторов

Вид загружаемого топлива	Теплоно-ситель	Замед-литель	Примерные диаметр и высота АЗ, м	Критическая масса, кг
Полностью обогащенный уран	Н2О	Н2О	0,3 – 0,6	3
Слабообогащенный уран	Н2О	Н2О	1,2 – 1,8	10
Природный уран	Д2О	Д2О	2,4 – 3,7	3000
Слабообогащенный уран	Na	графит	3,1 – 4,8	4000
Природный уран	Н2О	графит	6,1 – 9,2	20000

Чтобы учитывать форму активной зоны, при теплофизическом расчете реактора, ввели понятие уплощение активной зоны β (обычно под уплощением понимают отношение диаметра активной зоны к ее высоте, т.е. Д/Н (следует иметь в виду, что некоторые авторы предпочитают под уплощением понимать отношение высоты к диаметру активной зоны)).

В зависимости от целевого назначения реактора предполагается та или иная продолжительность отвода мощности от него. Поэтому загрузка реактора ядерным горючим должна быть больше его критической загрузки на величину, предназначенную на выгорание горючего для получения заданной энергии. Увеличенная по сравнению с критическим значением загрузка необходима, кроме того, для компенсации влияния вредных поглотителей нейтронов, которые возникают в процессе ядерной реакции. Вредными поглотителями нейтронов могут быть непосредственно осколки деления или продукты их радиоактивного распада. Накопление таких вредных поглотителей называется отравлением реактора продуктами деления. Кроме того, избыток загрузки горючего сверх критического количества необходим для компенсации температурных эффектов, являющихся функцией мощности реактора.

Итак, для нормально работающего реактора К_эфф = 1 (т.к. при К_эфф  1 ядерная реакция затухает, а при К_эфф  1 возникает нарастающая ядерная реакция, ведущая к опасному нагреву). Для подгонки реактора к состоянию К_эфф = 1 в реакторах предусматриваются поглотители нейтронов из неделящегося материала (обычно борные или кадмиевые стержни), степенью погружения которых в активную зону поддерживается мощность реактора на требуемом значении.

В процессе теплофизического расчета реактора определяются размеры активной зоны, ее объем V. Отношение тепловой мощности реактора к объему активной зоны называется теплонапряженностью (или объемным тепловыделением; или удельной мощностью); размерностью кВт/л или кВт/м³.

В процессе деления ядер горючего выделяются нейтроны с высокой скоростью (быстрые нейтроны), а более эффективное деление ядерного горючего (нечетных изотопов U²³⁵, U²³³, Pu²³⁹) возможно нейтронами с малой, тепловой скоростью (тепловыми нейтронами). По этой причине быстрые нейтроны необходимо замедлять до необходимых тепловых скоростей. Для улучшения процесса замедления нейтронов в активную зону реактора вместе с ядерным горючим вводят замедлитель. В качестве замедлителей применяют следующие материалы: графит С, тяжелую воду Д₂О, обычную (легкую) воду Н₂О, бериллий Ве, окись бериллия ВеО и органические соединения. Требования к замедлителю: хорошие замедляющие свойства и слабое поглощение нейтронов.

В некоторых типах реакторов ядерное горючее (топливо) равномерно распределяется в замедлителе, образуя гомогенную смесь (например, урановая соль в воде). Реакторы такого типа называются гомогенными. В других типах реакторов топливо вводится в активную зону в виде отдельных цилиндрических блоков, пластин или шариков; эти реакторы называются гетерогенными.

Активная зона реактора окружается слоем вещества, называемого отражателем нейтронов. Таким образом, уменьшается утечка нейтронов из активной зоны, что делает возможным работу реактора при меньшем количестве ядерного горючего. В качестве отражателей обычно используют графит, тяжелую и легкую воду.

В таблице 2.1 было показано распределение энергии деления ядра. Часть этой энергии выходит (излучается) за пределы активной зоны и отражателя и представляет опасность для обслуживающего персонала. Для снижения радиоактивного излучения до уровня безопасного реакторы снабжаются специальной защитой, обычно состоящей из двух частей. Первая, прилегающая к отражателю, носит название тепловой защиты (обычно из стали толщиной 0,1 – 0,2 м). Непосредственно за тепловой располагается биологическая защита (обычно это бетон толщиной около 2,5 м). Для удержания радиоактивных газов и частиц, в случае аварии, современные реакторы окружаются колпаками безопасности.

Отступление. Вторичное ядерное горючее.

Чудесное свойство работы ядерного реактора – образование вторичного ядерного горючего. Природный уран в основном состоит из U²³⁸ (99,28%), а наиболее эффективно делящегося тепловыми нейтронами изотопа U²³⁵ в природном уране мало (0,7115%). Однако, возможно более существенное использование изотопа U²³⁸ в результате образования из него вторичного горючего – Pu²³⁹. Количество производимого Pu²³⁹ существенно зависит от типа реактора. В реакторах на тепловых нейтронах образование вторичного ядерного горючего невелико. В реакторах на быстрых нейтронах в Pu²³⁹ может быть превращено и использовано ~ ¾ U²³⁸.

Отношение количества полученного в реакторе делящегося материала (нечетного изотопа) к количеству загруженного делящегося материала (например, отношение полученного U²³⁹ к загруженному U²³⁵) называется коэффициентом воспроизводства горючего (КВ).

Применение теплового спектра нейтронов в реакторах накладывает жесткие требования к выбору конструкционных материалов для оболочек ТВЭЛов, трактов теплоносителя и других вспомогательных устройств в активных зонах реакторов. Поэтому реакторы на тепловых нейтронах почти исключают возможность создания активных зон с коэффициентом воспроизводства больше единицы. Т.е., «чудо» здесь не очень-то просматривается. А вот реакторы на быстрых нейтронах открывают возможность реально получить КВ значительно больше 1 с использованием U²³⁸. Таким образом, реакторы на быстрых нейтронах (быстрые реакторы) могут создать техническую базу для использования всего количества природных богатств урана и тория, а это означает выход на практически неограниченную сырьевую базу для ядерной энергетики. Однако реакторы на быстрых нейтронах до сих пор еще не освоены в такой мере, чтобы ядерная энергетика могла бы на них полностью опереться. Особенностью быстрых реакторов являются более высокие, чем в тепловых реакторах, теплонапряженности активной зоны (400 -1000 кВт/л; это на порядок больше, чем в реакторах на тепловых нейтронах). Такие теплонапряженности требуют применения теплоносителей с высокими теплофизическими свойствами (жидкие металлы). В Институте ядерной энергетики АН БССР разрабатывались проекты АЭС с быстрыми реакторами на N₂О₄ в качестве теплоносителя и рабочего тела (в одноконтурном исполнении).