замедляют веществом-замедлителем (тяжелая вода, графит). Опыт и теория показывают, что доля тепловых нейтронов (K – коэффициент размножения нейтронов), вызывающих деление ядер, определяется формулой

K = pf ηε,

где р – часть вторичных нейтронов, которые становятся тепловыми; f – часть тепловых нейтронов, захватываемых ядрами деля-

щегося вещества; η – среднее число вторичных нейтронов, при-

ходящееся на один тепловой нейтрон, проникающий в ядро делящегося вещества; ε – часть быстрых нейтронов, вызывающих де-

ление ядер до замедления.

Если K > 1, то такую цепную реакцию называют ускоряю-

щейся.

Если K < 1, то затухающей.

Если K = 1 (критическое условие, при котором наступает цеп-

ная реакция), то самоподдерживающейся.

Для достижения K = 1 необходимо выбрать соответствующие размеры реактора, деталей, массы делящегося вещества. Размеры реактора при достижении условия K = 1 называются критическими, а масса вещества – критической.

4.4. Ядерные реакторы и атомная электростанция (АЭС)

4.4.1. Ядерные реакторы

Цепная реакция осуществляется в ядерных реакторах. Реактором называется устройство, в котором поддерживается управляемая цепная реакция. В соответствии с ее типом различают реакторы на медленных, промежуточных и быстрых нейтронах. Составляющими частями любого реактора являются: активная зона, теплоноситель, система регулирования, радиационная защита, пульт дистанционного управления и другие конструктивные элементы.

При работе реактора происходят следующие процессы:

−выделение тепла за счет реакции деления;

−выгорание и воспроизводство горючего;

−отравление активной зоны осколками деления;

81

−отравление защиты и конструктивных материалов нейтронами.

Основной характеристикой реактора является его мощность, то есть количество выделенной энергии за единицу времени. Мощность в 1МВт соответствует цепной реакции, в которой происходит 3∙106 актов деления ядер в 1с. Главной частью любого реактора является активная зона. В тепловых реакторах и реакторах промышленных на промежуточных нейтронах активная зона

состоит из горючего, как правило, смешанного с неделящимся изотопом U238, и замедлителя (рис. 22).

Рис. 22. Схематический разрез гетерогенного реактора

Вактивной зоне реакторов на быстрых нейтронах замедлите-

ля нет.

Взависимости от относительного расположения горючего

изамедлителя различают гомогенные и гетерогенные реакторы. Наиболее распространены последние. В активной зоне находится замедлитель, в который помещены кассеты, содержащие ядерное горючее и называемые тепловыделяющими элементами или

ТВЭЛами. Активная зона с отражателем заключена в стальной кожух. Первая АЭС с графитовым замедлителем была построена в 1954 году в Обнинске. В ее реакторы введено 128 ТВЭЛов, содержащих 550 кг обогащенного до 5 % урана. Мощность станции 5 МВт.

Отвод тепла реакции из активной зоны осуществляется теплоносителем. К теплоносителю предъявляются следующие требования:

82

− слабая химическая активность.

Теплоносителями являются: вода, воздух, азот, углекислый газ, жидкий натрий и другие. Вода обладает хорошей теплопроводностью и большой теплоемкостью, слабо поглощает нейтроны. В мощных реакторах, имеющих температуру активной зоны по-

рядка 400° С, использование воды затруднено вследствие ее закипания. Чтобы избежать кипения воды, необходимо высокое давление, требующее использования большого количества нержавеющей стали, которая сильно поглощает нейтроны. Кроме того, при высоких температурах вода химически активна.

Первый атомный реактор мощностью порядка 2 кВт·с управляемой цепной реакцией был построен в 1942 году в Чикаго под руководством Ферми. В последующие годы в США, Канаде, Англии, СССР, Франции и в других странах были построены многочисленные реакторы, разнообразные по своему назначению и мощности, по структуре активной зоны и используемому «горючему», по способу теплоотвода и виду используемого замедлителя.

Существующие реакторы могут быть классифицированы следующим образом:

1) по энергии нейтронов, под действием которых происходит деление ядер горючего:

−реакторы на тепловых нейтронах,

−реакторы на промежуточных нейтронах,

−реакторы на быстрых нейтронах;

2)по виду используемого горючего:

−реакторы с использованием природного урана (0,71 % – U235);

−реакторы на слабообогащенном уране (1–2 % – U235);

−реакторы на высокообогащенном уране (90 % – U235);

−реакторы на плутонии;

−реакторы на тории;

3)по структуре активной зоны:

−гетерогенные реакторы, в которых ядерное топливо и замедлитель размещены в виде раздельных блоков и представляют собой неоднородную среду для нейтронов;

83

−гомогенные реакторы, в которых ядерное горючее и замедлитель находятся в смеси и представляют собой однородную среду для нейтронов;

4)по виду замедлителя:

−реакторы с обычной и тяжелой водой,

−графитовые реакторы, например уран-графитовый,

−реакторы с бериллием и окисью бериллия;

5)по виду теплоотвода:

−только теплоноситель;

−горючее, смешанное с теплоносителем;

6)по виду теплоносителя:

−реакторы с обычной и тяжелой водой,

−реакторы с жидкими металлами,

−реакторы с органическими жидкостями,

−реакторы с газовым теплоносителем;

7)по назначению:

−исследовательские реакторы, в которых получаются мощные пучки нейтронов, используемые для различных физических исследований;

−энергетические реакторы, предназначаемые для получения электрической энергии с промышленными или отопительными целями;

−реакторы для промышленного получения искусственнорадиоактивных изотопов;

−теплофикационные реакторы, с помощью которых вырабатывается тепло;

−бридерные (воспроизводящие) реакторы, используемые для воспроизводства из U238 и Th232 делящихся материалов Pu239 иU233, которые по своим свойствам близки к изотопуU235;

−транспортные реакторы, предназначаемые для использования на больших кораблях, подводных лодках, больших самолетах.

4.4.2. Атомная электростанция и ядерная энергетика

Второе место по искусственному радиоактивному загрязнению среды занимают атомные электростанции (АЭС), которые вырабатывают до 30 % электроэнергии мира. В настоящее время в мире функционируют более 500 ядерно-энергетических блоков

84

АЭС мощностью 400ГВт; из них 163 – в странах Западной Европы, 121 – в США, 45 – в России, 60 – в Юго-Восточной Азии. Преимущество АЭС состоит в том, что для них требуется меньшее количество исходного сырья и меньше земельных площадей, чем для тепловых станций, при этом они не загрязняют атмосферу дымом и сажей. Опасность представляет возможность возникновения катастрофических аварий реактора, а также реально нерешенная проблема утилизации радиоактивных отходов (РАО) и утечки в окружающую среду небольшого количества радионуклидов.

Таблица 12 Расход природных ресурсов для производства 1 ГВт в год электроэнергии в угольном и ядерном топливных циклах

_________________

*При содержании урана в руде мене 0,1 %.

**При прямоточном охлаждении.

На рис. 23 приведена принципиальная схема атомной электростанции. Здесь 1 означает бетонную защиту атомного реактора, 2 – цилиндры, 3 – стержни с ураном внутри них. Урановые стерж- ни-блоки 2–3 погружены в воду 5, которая одновременно служит и замедлителем и теплоносителем. Вода находится под большим давлением и поэтому может быть нагрета до высокой температу-

ры, порядка 300 °С.

Такая горячая вода из верхней части активной зоны реактора поступает через трубопровод 6 в парогенератор 8 (где испаряется вода 9), охлаждается и возвращается через трубопровод 7 в реактор. Насыщенный пар 10 через трубопровод 11 поступает в паровую турбину 12 и после отработки возвращается в парогенератор через трубопровод 13. Турбина вращает электрический генератор 14, ток от которого поступает в распределительное устройство и затем во внешнюю электрическую сеть. В реакторе имеются аварийные стержни 4, которые изготавливаются из поглотителей

85

нейтронов. При аварии эти стержни опускаются в реактор и прекращают цепную реакцию.

Рис. 23. Схема АЭС

Производство электроэнергии на АЭС является одним из звеньев ядерного топливного цикла, производственная дозовая структура которого показана в табл. 13.

Таблица 13

Ядерный топливный цикл

В процессе работы ядерных реакторов в них накапливается огромное количество продуктов деления и трансурановых элемен-

тов (табл. 14, 15).

86

Таблица 14 Значения удельной активности (Бк/т урана) основных продуктов деления

в ТВЭЛах, извлеченных из реактора ВВЭР после трехлетней эксплуатации

87

88