Реакторы на медленных нейтронах

При создании ядерного реактора следует учитывать, что существуют различные варианты распада ядра урана, и существенный энергетический выход дает только реакция ядерного деления, происходящая с изотопом урана-235. Вероятность того, что ядро урана–235 поглотит нейтрон, велика лишь для медленных, или тепловых, нейтронов, то есть нейтронов, скорость которых незначительно превышает скорость молекул воздуха при комнатной температуре (примерно 2 х 10³ м/с). Энергия тепловых нейтронов не превышает 0,03 МэВ. Между тем большинство нейтронов, освобождающихся при делении ядер урана, обладают значительно большей энергией - порядка 1-2 МэВ. Их скорости при этом велики – около 10⁷ м/с, поэтому их называют быстрыми нейтронами . Для быстрых нейтронов вероятность захвата ядрами урана–235 примерно в 500 раз меньше, чем для медленных. Большая часть быстрых нейтронов захватывается ядрами урана–238 и не вызывает деления, но приводит к радиоактивному распаду с образованием плутония. Энергетический выход такой реакции мал и практически не используется. Известно, что в природной урановой руде обычно содержится 99,3% урана–238, и только 0,7% урана–235. Поэтому для того, чтобы поддерживать ценную реакцию, необходимо:

• во-первых, обогатить природную руду изотопом урана–235, повысив его содержание до 2 – 5%,

• во-вторых, уменьшить скорости быстрых нейтронов до тепловых.

Эти приемы используются в реакторах на медленных нейтронах , в которых выход энергии получается за счет расщепления ядер урана–235 медленными нейтронами.

Вещества, которые способны уменьшать скорость движения нейтронов, называются замедлителями. Наиболее эффективно в качестве замедлителя вещество, состоящее из атомов, близких по размеру к нейтронам.

Наилучшим замедлителем нейтронов могла бы оказаться обычная вода – вещество, содержащее много атомов водорода . Однако, атомы способны захватывать нейтроны. Ядра другого изотопа водорода – дейтерия - такой тенденции практически не проявляют, поэтому в качестве замедлителя в ректорах эффективнее использовать тяжелую воду, в которой атомы водорода заменены атомами дейтерия. Другим часто использующимся замедлителем нейтронов является графит. В современных реакторах в качестве замедлителя (и одновременно в качестве теплоносителя) используют специально очищенную воду с добавками бора.

Ограничить масштаб цепной реакции, поддержать или немедленно прекратить ее можно с помощью материалов, способных интенсивно поглощать тепловые нейтроны. К числу таких материалов относится кадмий или карбид бора. Для стационарного течения реакции необходимо поддерживать коэффициент размножения нейтронов k = 1 – критическое состояние реактора; в этих условиях цепная реакция течет стационарно. Состояние с коэффициентом размножения k < 1 называется подкритическим, цепная реакция в таких условиях развиваться не может. Состояние с коэффициентом размножения k > 1 называется надкритическим. Цепная реакция в таких условиях развивается либо с нарастанием, либо с воспроизводством ядерного горючего.

Корпусные водо–водяные реакторы

Реактор ВВЭР

В отечественном реакторостроении широкое распространение на АЭС получили Водо-Водяные Энергетические Реакторы (ВВЭР) номинальной электрической мощности 440 и 1000 МВт (ВВЭР-440 и ВВЭР-1000). Реакторы ВВЭР - корпусного типа. В качестве теплоносителя и замедлителя нейтронов используется обычная вода.

Корпусный реактор типа ВВЭР представляет собой толстостенный стальной цилиндрический сосуд диаметром 3,5–4,5 м и высотой 15–18 м со съемной крышкой, рассчитанный на давление до 16 МПа.

Внутри этого корпуса размещена активная зона, состоящая из ядерного горючего и органов регулирования. Через активную зону прокачивается вода – теплоноситель – под высоким давлением, которая отводит тепло от ядерного горючего. Эта же вода служит и замедлителем нейтронов. Для замены выгоревшего ядерного горючего на свежее реактор нужно остановить и расхолодить, после чего снимают крышку с корпуса и с помощью специальных приспособлений производят операцию по перегрузке ядерного горючего.

Тепловая мощность реактора примерно в три раза больше электрической (так, для ВВЭР-440 тепловая мощность 1375 МВт, для ВВЭР–1000 – 3000 МВт). Реакторы ВВЭР работают на топливе, обогащенном ураном: на ВВЭР-440 обогащение 3,6%, а на ВВЭР–1000 4,4%.

Замедлитель (который одновременно является и теплоносителем) – вода, которая сильно поглощает нейтроны. С точки зрения безопасности важно, что происходит с теплоносителем вне реактора. Теплоноситель радиоактивен из-за его облучения нейтронами и гамма – излучением в реакторе, и за счет попадания в теплоноситель в каком-то количестве продуктов деления из ТВЭЛов.

Схема снятия тепла в реакторах типа ВВЭР такова. Теплоноситель (вода) прокачивается через активную зону реактора, где нагревается. Вода в этом контуре находится под высоким давлением и поэтому не закипает. Отобрав тепло у ТВЭЛов, вода по главным циркуляционным трубопроводам поступает в парогенератор и далее направляется обратно в реактор. Эта замкнутая система трубопроводов называется первым контуром. Ввиду того, что наработанная в реакторе радиоактивность не попадает во внешнюю среду, система с замкнутым первым контуром является очень удачной.

В парогенераторах теплоноситель, циркулирующий по первому контуру, отдает тепло воде второго контура. Генерируемый в парогенераторах пар поступает на турбины по главным паропроводам второго контура и, пройдя цилиндры высокого и низкого давления с промежуточной сепарацией и перегревом, отдает часть своей энергии на вращение турбины, которая приводит в действие генератор переменного тока. Отработанный в турбине пар поступает в конденсатор. Конденсатор, охлаждаемый водой циркуляционного контура (своего рода третий контур), обеспечивает сбор и конденсацию отработавшего пара. Конденсат, пройдя систему регенеративных подогревателей, подается на подпитку парогенераторов. Циркуляция теплоносителя обеспечивается насосами.

Реакторы типа ВВЭР успешно работают на Волгодонской, Нововоронежской, Кольской, Ереванской и других АЭС в нашей стране и за рубежом.

Корпусные ядерные реакторы для АСТ

Из общего объема потребления топлива 35-40% расходуется на выработку тепла, из которых 20% - на производство электроэнергии. Значительные расходы на транспортировку обычного топлива для станций теплоснабжения могут быть резко сокращены на атомных станциях теплоснабжения АСТ.

Атомные станции теплоснабжения предназначены для подачи тепла в жилые и промышленные помещения. Поэтому при сооружении АСТ особенно важно обеспечение охраны окружающей среды. Выбор места для строительства АСТ должен проводиться на основе тщательного анализа всех возможных последствий ее работы для окружающей среды и населения. Ввиду сложности решения комплекса указанных вопросов АСТ не получили широкого распространения. Размещение АСТ в непосредственной близости от районов промышленной и жилой застройки, снабжаемых теплоэнергией, требует принятия дополнительных мер, призванных обеспечить безопасность населения. К таким мерам относится, например, создание в тепловой сети давления, большего, чем в контурах реактора для предотвращения выхода радиоактивных продуктов в тепловую сеть.

Принципиальная схема реактора АСТ–500 с эффективной тепловой мощностью 500 МВт показана на рис. 21. Эта ядерная энергетическая установка имеет три контура: первый - реакторный, второй – промежуточный, третий – сетевой. Давление в первом контуре 1,6 Мпа, во втором – 1,2 Мпа, в третьем – 1,6 Мпа. Таким образом, вода промежуточного контура не может попасть в третий контур, то есть в сеть теплоснабжения. Вода первого контура движется в реакторе за счет естественной циркуляции, что упрощает конструкцию установки и повышает ее надежность. В промежуточном контуре осуществляется принудительная циркуляция воды. Давление в контуре поддерживается паровым компенсатором давления. Теплообменник второго контура расположен в корпусе реактора.