Большая Советская Энциклопедия (ЯД) - Большая Советская Энциклопедия "БСЭ" - Страница 19

  В качестве делящегося вещества в большинстве Я. р. применяют ²³⁵ U. Если активная зона, кроме ядерного топлива (природный или обогащенный уран), содержит замедлитель нейтронов (графит, вода и другие вещества, содержащие лёгкие ядра, см. Замедление нейтронов ), то основная часть делений происходит под действием тепловых нейтронов (тепловой реактор ). В Я. р. на тепловых нейтронах может быть использован природный уран, не обогащенный ²³⁵ U (такими были первые Я. р.). Если замедлителя в активной зоне нет, то основная часть делений вызывается быстрыми нейтронами с энергией x_n > 10 кэв (быстрый реактор ). Возможны также реакторы на промежуточных нейтронах с энергией 1—1000 эв.

  По конструкции Я. р. делятся на гетерогенные реакторы , в которых ядерное топливо распределено в активной зоне дискретно в виде блоков, между которыми находится замедлитель нейтронов (рис. 2 ), и гомогенные реакторы , в которых ядерное топливо и замедлитель представляют однородную смесь (раствор или суспензия). Блоки с ядерным топливом в гетерогенном Я. р., называются тепловыделяющими элементами (ТВЭЛ'ами), образуют правильную решётку; объём, приходящийся на один ТВЭЛ, называется ячейкой. По характеру использования Я. р. делятся на энергетические реакторы и исследовательские реакторы . Часто один Я. р. выполняет несколько функций (см. Двухцелевой реактор ).

  Условие критичности Я. р. имеет вид:

К_эф = К_¥ × Р = 1 , (1)

  где 1 — Р — вероятность выхода (утечки) нейтронов из активной зоны Я. р., К_¥ — коэффициент размножения нейтронов в активной зоне бесконечно больших размеров, определяемый для тепловых Я. р. так называемой «формулой 4 сомножителей»:

К_¥ = neju. (2)

  Здесь n — среднее число вторичных (быстрых) нейтронов, возникающих при делении ядра ²³⁵ U тепловыми нейтронами, e — коэффициент размножения на быстрых нейтронах (увеличение числа нейтронов за счёт деления ядер, главным образом ядер ²³⁸ U, быстрыми нейтронами); j — вероятность того, что нейтрон не захватится ядром ²³⁸ U в процессе замедления, u — вероятность того, что тепловой нейтрон вызовет деление. Часто пользуются величиной h = n/(l + a), где a — отношение сечения радиационного захвата s_р к сечению деления s_д .

  Условие (1) определяет размеры Я. р. Например, для Я. р. из естественного урана и графита n = 2,4. e » 1,03, eju » 0,44, откуда К_¥ =1,08. Это означает, что для К_¥> 1 необходимо Р<0,93, что соответствует (как показывает теория Я. р.) размерам активной зоны Я. р. ~ 5—10 м. Объём современного энергетического Я. р. достигает сотен м³ и определяется главным образом возможностями теплосъёма, а не условиями критичности. Объём активной зоны Я. р. в критическом состоянии называется критическим объёмом Я. р., а масса делящегося вещества — критической массой. Наименьшей критической массой обладают Я. р. с топливом в виде растворов солей чистых делящихся изотопов в воде и с водяным отражателем нейтронов. Для ²³⁵ U эта масса равна 0,8 кг , для ^239Pu — 0,5 кг. Наименьшей критической массой обладает ²⁵¹ Cf (теоретически 10 г). Критические параметры графитового Я. р. с естественным ураном: масса урана 45 т , объём графита 450 м³ . Для уменьшения утечки нейтронов активной зоне придают сферическую или близкую к сферической форму, например цилиндр с высотой порядка диаметра или куб (наименьшее отношение поверхности к объёму).

  Величина n известна для тепловых нейтронов с точностью 0,3% (табл. 1). При увеличении энергии x_n нейтрона, вызвавшего деление, n растет по закону: n = n_t + 0,15x_n (x_n в Мэв ), где n_t соответствует делению тепловыми нейтронами.

Табл. 1. — Величины n и h) для тепловых нейтронов (по данным на 1977)

Величина (e—1) обычно составляет лишь несколько %, тем не менее роль размножения на быстрых нейтронах существенна, поскольку для больших Я. р. (К_¥  — 1) << 1 (графитовые Я. р. с естественным ураном, в которых впервые была осуществлена цепная реакция, невозможно было бы создать, если бы не существовало деления на быстрых нейтронах).

  Максимально возможное значение J достигается в Я. р., который содержит только делящиеся ядра. Энергетические Я. р. используют слабо обогащенный уран (концентрация ²³⁵ U ~ 3—5%), и ядра ²³⁸ U поглощают заметную часть нейтронов. Так, для естественной смеси изотопов урана максимальное значение nJ = 1,32. Поглощение нейтронов в замедлителе и конструкционных материалах обычно не превосходит 5—20% от поглощения всеми изотопами ядерного топлива. Из замедлителей наименьшим поглощением нейтронов обладает тяжёлая вода, из конструкционных материалов — Al и Zr.

  Вероятность резонансного захвата нейтронов ядрами ²³⁸ U в процессе замедления (1—j) существенно снижается в гетерогенных Я. р. Уменьшение (1 — j) связано с тем, что число нейтронов с энергией, близкой к резонансной, резко уменьшается внутри блока топлива и в резонансном поглощении участвует только внешний слой блока. Гетерогенная структура Я. р. позволяет осуществить цепной процесс на естественном уране. Она уменьшает величину О, однако этот проигрыш в реактивности существенно меньше, чем выигрыш из-за уменьшения резонансного поглощения.

  Для расчёта тепловых Я. р. необходимо определить спектр тепловых нейтронов. Если поглощение нейтронов очень слабое и нейтрон успевает много раз столкнуться с ядрами замедлителя до поглощения, то между замедляющей средой и нейтронным газом устанавливается термодинамическое равновесие (термализация нейтронов), и спектр тепловых нейтронов описывается Максвелла распределением . В действительности поглощение нейтронов в активной зоне Я. р. достаточно велико. Это приводит к отклонению от распределения Максвелла — средняя энергия нейтронов больше средней энергии молекул среды. На процесс термализации влияют движения ядер, химические связи атомов и др.

  Выгорание и воспроизводство ядерного топлива . В процессе работы Я. р. происходит изменение состава топлива, связанное с накоплением в нём осколков деления (см. Ядра атомного деление ) и с образованием трансурановых элементов , главным образом изотопов Pu. Влияние осколков деления на реактивность Я. р. называется отравлением (для радиоактивных осколков) и зашлаковыванием (для стабильных). Отравление обусловлено главным образом ¹³⁵ Xe который обладает наибольшим сечением поглощения нейтронов (2,6·10⁶барн ). Период его полураспада T_1/2 = 9,2 ч, выход при делении составляет 6—7%. Основная часть ¹³⁵ Xe образуется в результате распада ¹³⁵ ] (Тц = 6,8 ч ). При отравлении Кэф изменяется на 1—3%. Большое сечение поглощения ¹³⁵ Xe и наличие промежуточного изотопа ¹³⁵ I приводят к двум важным явлениям: 1) к увеличению концентрации ¹³⁵ Xe и, следовательно, к уменьшению реактивности Я. р. после его остановки или снижения мощности («йодная яма»). Это вынуждает иметь дополнительный запас реактивности в органах регулирования либо делает невозможным кратковременные остановки и колебания мощности. Глубина и продолжительность йодной ямы зависят от потока нейтронов Ф: при Ф = 5·10¹³ нейтрон/см² × сек продолжительность йодной ямы ~ 30 ч , а глубина в 2 раза превосходит стационарное изменение К_эф , вызванное отравлением ¹³⁵ Xe. 2) Из-за отравления могут происходить пространственно-временные колебания нейтронного потока Ф, а значит — и мощности Я. р. Эти колебания возникают при Ф> 10¹³ нейтронов/см² × сек и больших размерах Я. р. Периоды колебаний ~ 10 ч.