1. Краткие сведения о работе реактора

Ядерное топливо. К ядерным топливам относят уран-235 (U²³⁵), плутоний-239 (Рu²³⁹) и уран-233 (U²³³). Из перечисленных трех элементов U²³⁵ является естественным топливом, а Рu²³⁹ и U²³³ получают искусственным путем из соответствующего ядерного сырья — урана-238 (U²³⁸) и тория-232 (Тh²³²).

В природе металлический уран получают из руды. Природ­ный уран состоит из 99,28 % изотопа U²³⁸, который не является топливом, и 0,72 % собственного ядерного топлива U²³⁵. Иными словами, природный уран содержит весьма малое количество топлива. При необходимости повышения концентрации ядерного топлива природный уран искусственно обогащают изотопом U²³⁵. Такой уран называют обогащенным.

Добываемый непосредственно из руды металлический уран обладает рядом существенных недостатков. Он имеет относи­тельно низкую температуру плавления (1129° С) и температуру аллотропического перехода из α-фазы в β-фазу (665°С), изме­няет структуру, форму и размеры при радиационном, облучении и периодических изменениях температуры. Поэтому в качестве ядерного топлива чаще всего используют не металлический уран, а его сплавы и окислы. Широкое распространение получили сплавы и окислы в керамическом исполнении (керамическое ядерное топливо), такие, как двуокись урана UO₂, монокарбид урана UС, мононитрид урана UN и др. Керамические ядерные топлива обладают высоким постоянством форм и размеров при высоких температурах и радиационном облучении, они лучше сопротивляются коррозионному воздействию, у них отсутствуют фазовые превращения при низких температурах. Температура плавления керамических топлив весьма высока (например, тем­пература плавления UO₂ равна 2800 °С, а UС — 2350°С). К не­достаткам керамических топлив относят их хрупкость и низкую теплопроводность (особенно UO₂).

Цепная реакция деления. Выделение ядерной энергии свя­зано со взаимодействием между ядрами топлива и нейтронами. Нейтрон, сталкиваясь с ядром, либо отскакивает (упругое рас­сеивание), либо поглощается, и при этом образуется новое ядро с избыточной энергией. Именно поэтому вновь образованное ядро неустойчиво и распадается по одному из следующих спо­собов:

— ядро испускает γ-лучи (радиационный захват);

• ядро выбрасывает нейтрон (неупругое рассеивание);

• ядро выбрасывает протон или α-частицу (ядерное пре­вращение);

• ядро делится (расщепление).

Из перечисленных способов только последний — расщепле­ние ядра — сопровождается выделением большого количества тепловой энергии. То, что это количество действительно велико, убедительно доказывает сравнение энергоемкостей ядерного и органического топлив. Например, при полном расщеплении 1 кг U²³⁵ выделяется 79,6·10⁹ кДж, а при полном сгорании 1 кг ма­зута— 39,8·10³ кДж.

Поэтому по энергоемкости 1 кг ядерного топлива эквивалентен кг мазута. Принципиально важно то обстоятельство, что реакция деле­ния ядер сопровождается испусканием нейтронов. Например, при делении одного ядра U²³⁵ испускается в среднем 2,47 ней­трона.

Таким образом, один нейтрон расщепляет ядро, и в резуль­тате испускаются другие нейтроны, которые в свою очередь вза­имодействуют с ядрами топлива и других элементов. Не все эти нейтроны расщепляют ядра, часть из них безвозвратно теряется в результате утечки и поглощения конструкционными и другими материалами, а также ядрами топлива. Но если по крайней мере один из испускаемых нейтронов вызывает расщепление ядра топлива, то процесс деления ядер становится самоподдер­живающимся: наступает незатухающая цепная реакция деления.

Возможность возникновения и продолжения цепной реакции характеризуется величиной эффективного коэффициента раз­множения, который представляет собой отношение количества возникающих и погибающих нейтронов.

Поглощением здесь назван процесс захвата нейтронов как с делением, так и без деления ядер топлива.

При k>1 рождение нейтронов превышает их захват и утечку, поэтому цепная реакция возрастает (системы с к>>1 предназна­чены для взрыва). При к=1 цепная реакция протекает на неиз­менном уровне (реакторы), и при к<1 цепная реакция либо за­тухает, либо вовсе не начинается.

Часть объема реактора, в котором совместно с другими ма­териалами размещают ядерное топливо, называют активной зо­ной. Минимальный размер активной зоны, в которой можно осу­ществить цепную реакцию деления, называют критическим. Так же называют соответствующую массу делящегося материала в активной зоне.

Замедление нейтронов. Вероятность расщепления ядра топ­лива зависит от энергии нейтрона. Эта вероятность увеличива­ется в сотни раз в случае, если энергия нейтрона не превышает тепловой энергии движения, т. е. если E < 32·10^-19 Дж. Сред­няя же энергия испускаемых нейтронов составляет E_cp = 0,32·10^-12 Дж (нейтроны с такой энергией называют быст­рыми). Поэтому возникает необходимость замедлить нейтроны или, иными словами, уменьшить их энергию до тепловой и тем самым облегчить захват нейтронов ядрами топлива.

Эту функцию выполняет замедлитель, размещаемый совме­стно с топливом в активной зоне реактора. Чаще всего в каче­стве замедлителя используют вещества с большой ядерной плотностью и малым атомным весом (например, легкую — при­родную — или тяжелую воду, графит или бериллий).

Реакторы, в которых основная доля делений ядер приходится на нейтроны, замедленные до тепловой энергии, называют теп­ловыми реакторами. Существуют так же промежуточные и бы­стрые реакторы, названные так по величине энергии нейтронов, расщепляющих ядра топлива.

Охлаждение активной зоны. Во избежание чрезмерного на­грева активной зоны реактора ее приходится интенсивно охлаж­дать. При этом теплота отводится за пределы реактора и ис­пользуется в тепловом двигателе. Задачу отвода теплоты вы­полняет теплоноситель, прокачиваемый через активную зону на­сосом или газодувкой. Как и любой материал активной зоны, теплоноситель не должен чрезмерно поглощать нейтроны. В ка­честве теплоносителей используют жидкости и газы. Иногда функции теплоносителя и замедлителя выполняет одна и та же жидкость, например вода.

Тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы). Размеры активной зоны невелики, а для отвода тепловой энергии требуется боль­шая поверхность теплообмена. Отвод теплоты облегчается пу­тем деления всей массы ядерного топлива на множество элемен­тов с малым поперечным сечением, которые называют ТВЭЛами. Именно такая форма топлива обеспечивает наибольшую "охлаж­даемую поверхность, отнесенную к единице объема или массы делящегося вещества:

ТВЭЛы омываются теплоносителем, однако прямой контакт теплоносителя с ядерным топливом нежелателен. При непосред­ственном контакте в теплоноситель попадают радиоактивные продукты ядерного деления (осколки ядер), которые вместе с теплоносителем распространяются по всему контуру. Во избе­жание этого ТВЭЛы покрывают плотной металлической оболоч­кой. Оболочка, кроме того, предохраняет ядерное топливо от коррозионного и эрозионного воздействия теплоносителя, а также придает ему прочность и жесткость. И все же ТВЭЛы представляют собой непрочную конструкцию, в связи с чем воз­никают трудности при их креплении в активной зоне реактора. Обычно ТВЭЛы размещают и крепят в более прочных кассетах (по несколько ТВЭЛов в каждой кассете), а кассеты, в свою очередь, крепят в активной зоне.

Реакторы, в которых ядерное топливо используется в виде твердых стержней различной формы (ТВЭЛов), называются гетерогенными. В отличие от гетерогенных существуют также гомогенные реакторы, в которых ядерное топливо представляет собой жидкий раствор солей урана или газообразные соедине­ния урана.