ГОСУДАРСТВЕННЫЙ КОМИТЕТ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ПО ВЫСШЕМУ ОБРАЗОВАНИЮ

ОБНИНСКИЙ ИНСТИТУТ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

ФИЗИКО-ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЙ ФАКУЛЬТЕТ

ю. в. волков

ФИЗИКО-ТЕХНИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ КОНСТРУИРОВАНИЯ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

Учебное пособие по курсу «КОНСТРУКЦИИ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ»

ОБНИНСК 1996

ВВЕДЕНИЕ

Учебное пособие написано на основе лекций, которые автор читает по курсу "Конструкции ядерных реакторов" в течение ряда лет студен­там 3, 4 курсов ОИАТЭ на специальности 070500 " Ядерные реакторы и энергетические установки”.

Имеющиеся в этом направлении учебники и учебные пособия или устарели, или рассчитаны на студентов других специальностей. Они содержат, в основном, описания конкретных конструктивных решений, примененных в тех или иных ядерных реакторах. Но в них почти не освещена "философия", которой руководствовались разработчики при принятии этих решений, а также побочные (возможно, нефизические) Факторы, повлиявшие на них. Излагаемый далее материал предназначен восполнить, в доступной степени, этот пробел.

Здесь основное внимание уделяется изложению, на взгляд автора, принципиальных вопросов, возникающих при конструировании ядерных ре­акторов и определяющих их облик. Главное внимание уделяется обустро­йству активной зоны реакторов. Обсуждается, например, вопрос о том, как организовать надежное охлаждение активной зоны реактора, какие основные конструктивные меры для этого требуются и применяются, физико-технические особенности ядерных реакторов, определяющие эти меры, и т.п., не особенно (или совсем не) вдаваясь в детали констру­ирования отдельных элементов контура охлаждения. Сведения, например, о том, как устроены напорные камеры, как крепится подвесная муфта внутри корпуса ВВЭР, как устроены приводы СУЗ, какими должны быть Г11Н, как в них должны быть сконструированы уплотнения, системы смазки и т.п., можно почерпнуть из других учебников и пособий.

Хотя автор широко использовал имеющуюся литературу, тем не менее в пособии представлена собственная точка зрения на отдельные особенности российского (ранее советского) подхода к конструированию реакторов, сформированная многолетним опытом экспертиз различных проектов и инспекционных проверок состояния ядерной безопасности действующих ядерных реакторов.

Надо четко себе представлять, что действующие энергетические ядерные реакторы, в основном (за исключением может быть реакторов Candu) являются побочным продуктом военно-промышленного комплекса. Они создавались специалистами, склад мышления которых формировался при решении основных (военных) задач, в которых возможность людских и материальных потерь считается естественной и подлежит только уменьшению.

Поэтому при создании первой генерации энергетических реак­торов (ВВЭР-220, А МБ-100,2DO, РБМК) оптимизировались их технико-экономические качества без особо тщательной проработки вопросов бе­зопасности. Более того, считалось, что даже когда в проекте наруша­ются какие-то требования по безопасности, то, если они незначи­тельны, "надавив" с помощью начальства на кого следует, можно "протолкнуть" проект. Горькие уроки катастроф на AC tmi (Tree Mile ailand) в США и на Чернобыльской АС показали, что пренебрежение воп­росами безопасности может приводить также и к катастрофическим экономическим последствиям, а не только к переоблучению персонала, населения и окружающей среды.

Хотелось бы выразить надежду, что новое поколение разработчиков ядерных реакторов, формирование стиля мышления которого является одной из целей написания этого пособия, будет более осмотрительным-и более внимательным к вопросам безопасности ядерной энергетики.

Предполагается, что читатель обладает первоначальными сведени­ями из курса "Ядерной и нейтронной физики", т.е. для него, например, обозначение "уран-235" означает, что имеется в виду изотоп элемента урана с ядром, содержащим 235 нуклонов.

Считая, что любое учебное пособие для удобства пользования дол­жно быть в максимальной степени самодостаточным и содержать минимум ссылок на сведения из других изданий, автор счел необходимым вклю­чить в пособие некоторые материалы, в больией степени относящиеся к другим курсам, но требующиеся для понимания ключевых моментов. Эти сведения сосредоточены, в основном, в первой главе, которую можно в первом приближении считать введением в специальность.

Мы все (особенно студенты) устали от обилия математических формул, уравнений и доказательств в учебной и научной литературе по дисциплинам инженерно-физического профиля. Поэтому, зная, что без них совсем обойтись невозможно, автор при изложении материала поста­рался воспользоваться только минимально необходимым их количеством.

Автору хотелось бы отметить заинтересованное отношение и боль­шое чувство юмора, проявленные Д.А. Клиновым при обсуждении первона­чального варианта пособия, а также поблагодарить рецензентов к.т.н., доцента С.Т.Лескина и к.ф.-м.н., доцента В.Ф.Украинцева, взявших на себя труд оценить проделанную работу и сделавших ряд полезных заме­чаний. Автор благодарен также И.П.Балакину и И.Н.Козиеву за помощь в оформлении рукописи.

Глава I. Ядерный топливный цикл.

ЭЛЕМЕНТАРНЫЕ НЕЙТРОННО-ЯДЕРНЫЕ ПРОЦЕССЫ В ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРАХ

1. ЯДЕРНЫЙ ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ

Главным событием в ядерной энергетике в настоящее время являет­ся процесс деления нейтронами ядер тяжелых элементов, происходящий в активной зоне ядерного реактора. Однако очень много событий происхо­дит как до, так и после деления. Эти события в значительной мере определяют облик современной ядерной энергетики, в частности ее безопасность.

ДОБЫЧА РУДЫ. ЧТО НУЖНО ДОБЫВАТЬ?

Единственным природным элементом, способным к производству в промышленных масштабах энергии за счет деления ядер нейтронами, является уран. В природе встречаются два изотопа урана: уран-235 и уран-238, в пропорциях 0.7% и 99.3% соответственно. Единственный изотоп урана, который способен делиться в приемлемых условиях - это уран-235. При взаимодействии нейтронов с ядрами урана-235 могут произойти два конкурирующих процесса:

1. U⁵ + нейтрон →2 осколка деления +ν нейтронов + 10 γ-квантов +

6 β^- частиц + нейтрино + 200 МэВ энергии:

2. U⁵+ нейтрон →U⁶ +γ кванты.

Разумеется, интенсивность I-го процесса подавляюща. Иначе бы ядерной энергетики, основанной на делении тяжелых ядер, не было. Тем не менее, 2-й процесс радиационного захвата также играет некоторую роль и для урана-235 составляет долю от 17 до 20%.

Существенной особенностью I-го процесса является то, что при делении выделяется в среднем больше двух новых нейтронов и «< 200 МэВ энергии и оно (с разной вероятностью) происходит при любых энергиях налетающего нейтрона.

Энергию деления и энергию нейтронов принято измерять в электронвольтах (эВ). Соотношение этой единицы энергии с другими следующее:

1эВ = 1.602*10^-19Дж = 4.8*10^-26кВт-ч,

1кэВ = 10³эВ, 1МэВ = 10⁶эВ.

Уран-238 также может делиться при взаимодействии с нейтронами. Но эта реакция - пороговая, требующая чтобы энергия налетающего нейтрона была не ниже ≈1 МэВ и в реальных условиях - маловероятная (доля 1-3 %). Основным процессом при взаимодействии с нейтронами

ядер урана-238 является радиационный захват по схеме

U⁸ + n → [U²³⁹]*→ β^- + Np²³⁹→β^- + Pu²³⁹.

Появляющийся в результате такой реакции плутоний-239, являясь изотопом с четно-нечетным ядром, также может делиться при взаимодей­ствии с нейтронами практически любой энергии. Таким образом, приве­денная реакция, если ее сделать достаточно вероятной_, может обеспе­чить промышленное производство искусственного делящегося материала Pu²³⁹ из природного сырья, каковым является уран-238.

Еще одну возможность производства искусственного делящегося материала предоставляет использование тория. Уже достаточно давно известен такой канал реакции нейтрона и ядра тория:

Th²³² + n → [Th²³³]* → β^- +Pa²³³ → β^- U²³³

Уран-233, рождающийся в этой реакции, также является искусст­венным делящимся материалом, т.к. он тоже - изотоп с четно-нечетным ядром.

Может возникнуть вопрос: почему для производства энергии и цепных реакций с размножением нейтронов используется процесс деления тяжелых ядер, а не, скажем, реакция (n,2n)?

Ответ: Энергия нейтронов, рождающихся при делении, лежит в основном в интервале от 0.5 до 5 МэВ. Реакции деления четно-нечетных изотопов наиболее вероятно происходят при энергии нейтронов ~0.025эВ и ниже. Поэтому реакция деления - экзотермическая. В то же время, все реакции типа (n,2n) - эндотермические. Например:

Реакция должна быть экзотермической, т.е. энергия рожденных нейтронов должна превышать энергию нейтрона, которая нужна, чтобы вызвать реакцию. Величина этого превышения определяется потерями энергии, испущенными нейтронами в результате неупругого и упругого рассеяния в материалах до того, как произойдет очередная реакция.

Attention! (At!) Этому требованию, а также требованию, что на каждый поглощенный нейтрон должно выделяться более одного нейтрона удовлетворяют только делящиеся материалы и материалы для термоядер­ного синтеза.

Таким образом, для ядерной энергетики топливным сырьем являются

природные запасы урана и тория, в основном содержание воспроизво­дящие материалы - уран-238 и торий-232. Специалисты-геологи оценили, что в массе земной коры содержится ~ 4% урана и ~ 12% тория. Всего в поверхностном слое Земли толщиной 3 км имеется около 5*10¹³т воспроизводящего материала.

Уран и торий так сильно рассеяны в земной коре, что большие их концентрации в местах, доступных для добычи, скорее исключение, чем правило. Исследованные месторождения имеют в среднем концентрацию от 0,1 до 0.5% (от 0.8 до 4.1 кг на 1т руды). Уран также содержится в заметных количествах в граните, а торий - в прибрежных песках.

ПЕРЕРАБОТКА СЫРЬЯ

После добычи урановая руда доставляется на обогатительную фабрику, где размельчается и отделяется от породы. Обычно для этого используют процесс - флотации, т.е. руду погружают в масловодяную смесь и перемешивают. В результате к каплям масла прилипают частицы с ураном, а порода уходит в осадок. Продуктом переработки руды является концентрат оксида урана (U₃O₈).

КОНВЕРСИЯ

Концентрат оксида урана доставляется на завод переработки, где он обрабатывается так, что в итоге получается гексафторид урана (UF₆). Это химическое соединение удобно для обогащения урана (повы­шения в нем концентрации делящегося изотопа - урана-235) с исполь­зованием процесса газовой диффузии, т.к. UF₆ может сублимироваться (переходить из твердого состояния непосредственно в газообразное, минуя жидкую фазу) при 53°с . Для транспортировки на дальнейшую переработку UF₆ помещается в специальные контейнеры.

ОБОГАЩЕНИЕ

Гексафторид урана доставляется на один из газодиффузионных обогатительных заводов. Процесс обогащения основан на использовании разницы в массах ядер урана-235 и урана-238 и реализуется, например, с помощью центрифуг. После обогащения образуется два потока урановых соединений. Обогащенный уран используется для получения диоксида (двуокиси) урана (UO₂), который отправляется на завод по изготов­лению твэлов. Обедненный уран остается на заводе в качестве отходов.

ИЗГОТОВЛЕНИЕ ТВЭЛОВ

На заводах по изготовлению тепловыделяющих элементов (твэлов) из диоксида урана, предназначенного для реакторов, производят топ­ливные таблетки размером примерно в сустав мизинца (диаметр от 0.7 до 1.5 см), которые затем разогревают и спекают, чтобы получить не­обходимую плотность и твёрдость таблеток. После обработки их поме­щают в трубки (оболочки) из циркалоя (сплава циркония и ниобия) или нержавеющей стали. С помощью концевых деталей трубки герметизируют. Определенное число трубок (твэлов) соединяют в пучки при помощи соответствующих конструкционных элементов, образуя тепловыделяющую сборку (ТВС).

Более детально конструкции твэлов и ТВС для различных энерге­тических реакторов обсуждаются далее о соответствующих разделах.

ЗАГРУЗКА ТОПЛИВА И ЭКСПЛУАТАЦИЯ РЕАКТОРА

Укомплектованные ТВС доставляются на АС в специальных транспо­ртных контейнерах, предотвращающих ядерную аварию при транспортиро­вке, и по прибытии размещаются в хранилищах свежего топлива . По мере необходимости свежие ТВС загружаются в реактор, а отработавшие уда­ляются из него. Как это происходит далее будет изложено подробнее.

Для ядерного топливного цикла считается оптимальным чтобы ~1/4-1/3 часть ТВС выгружалась из реактора ежегодно.

КОНЕЦ ЦИКЛА. ХРАНЕНИЕ ОТРАБОТАВШЕГО ТОПЛИВА

Отработавшее топливо высокорадиоактивно (позже будет подробно изложено почему), поэтому оно погружается в бассейн выдержки с водой, которая служит защитой от радиоактивного (p/а) излучения и охлаждающей средой (продукты деления, оставшиеся в твэлах, все еще выделяют тепло).

После нескольких лет выдержки в бассейне ТВС становятся пригод­ными для транспортировки в контейнерах (с соответствующими мерами предосторожности) на перерабатывающий завод.

ПЕРЕРАБОТКА И ВОССТАНОВЛЕНИЕ

После доставки отработавших ТВС на перерабатывающий завод твэлы освобождаются от оболочек. Таблетки растворяются в концентрированной азотной кислоте (hno₃). Далее, т.к. уран, плутоний и осколки деления - разные элементы, то они разделяются химическим путем. В частности.

из несгоревшего урана получается уранилнитрат UO₂(NO₃)₂, из которого восстанавливается новое топливо.

2. ДЕЛЕНИЕ И ЭНЕРГИЯ ДЕЛЕНИЯ

Как уже говорилось выше, основной процесс в ядерном цикле процесс деления тяжелых ядер нейтронами в ядерном реакторе. Посмотрим в общих чертах как это происходит.

Наиболее вероятно уран-235 делится тепловыми нейтронами. Это нейтроны, находящиеся в тепловом равновесии со средой, скорость движения которых зависит только от скорости теплового движения ядер, с которыми нейтроны сталкиваются и упруго рассеиваются.

С определенной, достаточно большой, вероятностью тепловые нейт­роны поглощаются делящимися ядрами. При таком поглощении внутренний баланс сил в ядре нарушается, и оно переходит в возбужденное состо­яние. Возбужденное ядро может разделиться на два более легких ядра подобно тому, как очень больная капля воды распадается на две маленькие капли. Как видно из приведенной в п.1.1, схемы деления, его продуктами являются β^-, γ, n, нейтрино, два осколка деления + энергия.

Высвобожденная энергия эквивалентна потере (дефекту) массы в этом процессе, поскольку общая масса продуктов деления несколько меньше массы системы "исходное ядро + поглощенный нейтрон".

При каждом делении испускаются несколько нейтронов согласно со­ответствующему закону распределения вероятностей p_v (см. табл. 1.1.).

ν	0	1	2	3	4	5	6
Pv	0.03	0.016	0.33	0.30	0.15	0.03	~ 0	1

Таблица 1.1.

Среднее число v нейтронов, получаемых за одно деление, колеблется между 2 и 3, например, для урана-235 ν = 2.47.

При определенной структуре вещества с делящимся материалом может оказаться так, что, если подсчитать число потерянных нейтронов в результате утечки или поглощения не в реакции деления, то окажется, что, по крайней мере, один из нейтронов, получившийся при делении, захватывается с делением другим делящимся ядром и этот процесс может продолжаться бесконечно долго. В этом случае устанавливается самоподдерживающаяся ядерная реакция делений. Или еще говорят CUP самоподдерживающаяся цепная реакция (см. рис. 1.1).

Рис. 1.1

At! Поэтому главной частью реактора является активная зона, где происходят деления.

КУДА ДЕВАЕТСЯ ДЕФЕКТ МАССЫ?

Дефект массы проявляется при реакции деления в виде энергии, которую можно оценить по уравнению Энштейна: е=∆mc².

Высвобожденная энергия проявляется в виде кинетической энергии движения продуктов деления (в основном осколков). Имея большую массу, осколки быстро тормозятся за счет столкновений с другими ядрами. Следовательно, кинетическая энергия осколков превращается в тепло рядом с местом деления (в пределах нескольких микрон). Около 20% всей высвобожденной энергии уносится ρ-частицами, γ-лучами, нейтрино и нейтронами. Их энергия, в конечном счете, тоже превращается в тепло, но это превращение может происходить в среднем значительно дальше от места деления.

В таблице 1.2 приведено распределение выделяемой энергии по продуктам деления. Видно, что суммарная высвобожденная энергия при одном акте деления равна ~200 МэВ или ~3.2*10^-11 Дж. По абсолютной величине она не выглядит очень большой, но по отношению к массе вещества, вовлеченного в процесс энергопроизводства, энергия деления является очень большой.

Вид продуктов деления	Выделяемая Энергия МэВ
Осколки деления	168
Продукты распада:
β	8
γ	7
нейтрино	12
Мгновенные γ	7
нейтроны	5
Всего	207

Чтобы лучше оценить энергию деления, давайте сравним ее с энергией, полу­чаемой от других источников. Для по­лучения тепловой энергии 1МВт*сутки (~0.33 МВт*сут. электрической) тре­буется потратить всего ~1.24 г U⁵.

Эта величина называется удельным расходом. Обозначим ее с. Эквивалент­ное количество угля, считая его теп­лоту сгорания равной 30230 кДж/кг, составило бы 2860 кг/сут. Отношение количества угля к U⁵ для производства одного и того же количества энергии равно 2.3*10⁶/I. Выразим это другим способом. Обратная величина B=1/с дает получаемую энергию на единицу использованной массы топлива (на 1 т. U⁵ и 1 т. угля). Для U⁵ B=0.8 МBт*сут./г- 800000 МBт*сут./т. Для сравнения: для угля В=0 .35 МBт*сут./т.

Таким образом, очень большое количество энергии можно получить, если полностью сжигать U⁵, загруженный в реактор. Однако по причинам, которые будут обсуждены позже, этого добиться нельзя, в принципе. Действительное сгорание U⁵, достигаемое в легководных реакторах типа ВВЭР, составляет 25000-35000 МВт*сут./т. В быстрых реакторах оно выше - до 100000-150000 МBт*сут./т, т.е. в быстрых реакторах топливоиспользование лучше.

ПРЕОБРАЗОВАНИЕ ЭНЕРГИИ ДЕЛЕНИЯ

Тепло, получаемое в топливе, должно • постоянно от него отводиться, чтобы

1. избежать чрезмерного перегрева топлива;

2. обеспечить (если это необходимо¹) перенос полученного тепла в другое место, где оно может быть легко преобразовано в полезную работу.

Для этого надо иметь в реакторе теплоноситель и (если это необходимо²) циркуляционный насос для перекачки теплоносителя по всей системе.

КРИТИЧЕСКАЯ МАССА

Хотя при каждом делении испускаются в среднем 2-3 нейтрона, продолжение цепной реакции не всегда гарантировано. Нейтроны могут бесполезно исчезнуть за счет непроизводительного поглощения в топ­ливе и материалах активной зоны реактора или утечки за ее пределы. Долю потерянных нейтронов можно уменьшить за счет

1. использования слабопоглощающих конструкционных материалов;

2. повышения концентрации делящихся веществ;

3. устройства отражателей нейтронов вокруг активной зоны;

4. увеличения размеров активной зоны.

Пример. Оценим соотношение между утечкой и рождением нейтронов для сферической активной зоны. При заданной плотности делящегося материала число рожденных нейтронов пропорционально объему сферы v=4πR²/3, где R - радиус сферы. Число утекающих из сферы нейтронов пропорционально площади поверхности сферы s=4πR². Таким образом, доля утекающих из сферы нейтронов

S/V=3/R,

уменьшается с увеличением размера активной зоны.

Следовательно, должен существовать "критический" размер сферы, при котором цепная реакция стационарна, т.е. соблюден баланс между рождением и исчезновением нейтронов. Этот размер всегда можно пересчитать в массу вещества, сосредоточенного в сфере.

At! Минимальное количество делящегося материала, необходимое для поддержания цепной реакции, называется критической массой.

Это количество изменяется от ~10кг (в сборке с высокообогащен­ным или чистым U⁵) до ~200кг и более (почти) естественного урана в графитовом реакторе. Сам по себе естественный уран (без хорошего за­медлителя нейтронов) не может достичь критичности из-за относительно

высокой доли нейтронов, не участвующих в реакциях деления.

Для обозначения критичности (т.е. качества реактора, заключа­ющегося в том, затухают ли цепочки делений, остаются на одном и том же уровне или их число увеличивается) вводится так называемый коэффициент размножения, который, как правило, обозначается К. Представляется, что из множества всевозможных определений числа к наиболее подходящим (хотя может быть и не самым точным и лучшим в других отношениях) может быть следующее:

At! Коэффициент размножения - эго среднее число нейтронов, рожденных в одном акте деления, которое идет на продолжение процесса деления в последующих актах.

Если K=1, реакция деления может протекать с одной и той же интенсивностью бесконечно долго. В этом случае говорят, что реактор критичен.

Если K>1, интенсивность реакций деления (мощность) и число нейтронов в реакторе будут возрастать со временем. Говорят, что в этом случае реактор надкритичен.

Если K<1, реакция деления затухает, и реактор может остановиться совсем. В этом случае реактор подкритичен и единственный путь поддержать цепную реакцию - добавлять в реактор посторонние нейтроны, например, ввести в реактор внешний источник нейтронов.

Есть три возможности для изменения к в реакторе:

1. изменять количество делящегося вещества;

2. изменять количество поглощающих веществ;

3. изменять утечку нейтронов из реактора.

Из сказанного следует два важных положения.

1. Для работы реактора необходимо поддерживать в нем достаточное количество делящегося материала (критическую массу), т.е. по мере того, как и⁵ сгорает, необходимо заменять часть топлива в активной зоне реактора.

2. Важно поддержание постоянного адекватного управления цепной реакцией, т.е. возможность получения небольшой надкритичности, чтобы можно было повышать мощность реактора, и возможность глушения реактора, когда это потребуется.

At! Следовательно, конструкция реактора должна быть такой, чтобы

1. топлива в нем было несколько больше, чей критическая масса, т.е. должен быть запас реактивности;

2. замену топлива можно было периодически или непрерывно производить без особых трудностей;

3. была возможность вводить/выводить поглощающие или размножающие материалы или изменять утечку.

На ядерных реакторах имеются достаточно сложные системы для контроля и регулирования мощности реактора и остановки его в нормальных и аварийных режимах. В качестве поглощающих материалов для регулирования применяются вещества, сильно поглощающие нейтроны: кадмий, бор, гафний, европий, индий и т.д.