Устройство ядерного реактора.
Ядерный реактор содержит ядерное горючее обычно 235U, но могут использоваться и другие делящиеся элементы, в окружении замедлителя, что повышает эффективность деления, и поглотитель, позволяющий управлять уровнем мощности. Поскольку основное назначение реактора — вырабатывать энергию, должна существовать система отвода тепла. Вид теплоносителя меняется в зависимости от конструкции реактора; это может быть воздух, вода, тяжелая вода, органическая жидкость и, наконец, инертный газ и жидкий металл. К теплоносителям предъявляются противоречивые требования, а именно они должны иметь низкую стоимость, малое сечение поглощения нейтронов и высокую теплоемкость. Кроме того, необходима защита, ослабляющая поток нейтронов и γ-лучей из реактора до допустимого уровня, в целях безопасности обслуживающего реактор персонала; эта защита должна также предотвращать утечку энергии при любом предполагаемом тепловом взрыве, который может произойти в экстремальных условиях.
До 10% тепловой энергии выделяется в реакторе за счет β-pacпада продуктов деления (см. табл. 1). Ядерные реакторы имеют следующие две особенности, присущие только источникам энергии на основе процесса деления. Во-первых, в течение довольно длительного промежутка времени после остановки реактора ему необходимо надлежащее охлаждение. Во-вторых, удаляемое из реактора ядерное горючее оказывается сильно радиоактивным и обращение с ним при его дальнейшей обработке и хранении представляет серьезную биологическую опасность.
Конструкция.
1 — управляющий стержень; 2 — биологическая защита; 3 — тепловая защита; 4 — замедлитель; 5 — ядерное топливо; 6 — теплоноситель.
Основная характеристика реактора — его выходная мощность. Мощность в 1 МВт соответствует цепной реакции, при которой происходит 3·1016 делений в 1 сек.
Реактор на тепловых нейтронах.
Реа́ктор на тепловы́х нейтро́нах — ядерный реактор, использующий для поддержания цепной ядерной реакции нейтроны теплового спектра.
Активная зона реактора на тепловых нейтронах состоит из замедлителя, ядерного топлива, теплоносителя и конструкционных материалов. Большинство быстрых нейтронов в таком реакторе замедляется до тепловых энергий, а затем поглощается в активной зоне.
Для уменьшения загрузки ядерного топлива в реакторах на тепловых нейтронах применяют конструкционные материалы с малым сечением радиационного захвата нейтронов. К ним относятся алюминий, магний, цирконий и др. Небольшие потери нейтронов в замедлителе и конструкционных материалах дают возможность использовать в качестве ядерного топлива для реакторов на тепловых нейтронах природный и слабообогащённый уран.
В мощных энергетических реакторах не всегда удается подобрать подходящие конструкционные материалы с небольшим сечением поглощения. Тогда оболочки, каналы и другие части конструкции реакторов изготовляют из материалов, интенсивно поглощающих нейтроны, таких, как нержавеющая сталь. Для компенсации дополнительных потерь тепловых нейтронов в конструкционных материалах используют уран с высоким обогащением — до 10 %.
В реакторах на тепловых нейтронах весьма существенно поглощение нейтронов продуктами деления, для компенсации которого в активную зону перед началом кампании добавляют определённую массу ядерного топлива. Эта добавка увеличивается с ростом кампании и удельной мощности реактора.