Реактор на тепловых нейтронах.
Реактор на тепловых (медленных) нейтронах — ядерный реактор, использующий для поддержания цепной ядерной реакции нейтроны тепловой части спектра энергии — «теплового спектра». Использование нейтронов теплового спектра выгодно потому, что сечение взаимодействия ядер урана-235 с нейтронами, участвующих в цепной реакции, растёт по мере снижения энергии нейтронов, а ядер урана-238 остаётся при низких энергиях постоянным. В результате, самоподдерживающаяся реакция при использовании природного урана, в котором делящегося изотопа 235U всего 0,7%, невозможна на быстрых нейтронах (спектра деления) и возможна на медленных (тепловых).
Ядерные энергетические реакторы (ЯЭР), работающие на тепловых нейтронах делятся на два типа:
В ядерных реакторах на тепловых нейтронах активная зона, кроме ядерного топлива, содержит. Применяют замедлители Если замедлителя в активной зоне нет, то основная часть деления ядер происходит под влиянием быстрых нейтронов с энергией более 10 кэВ.
Активная зона реактора на тепловых нейтронах состоит из замедлителя быстрых нейтронов, образующихся при цепной реакции деления атомных ядер, ядерного топлива, теплоносителя и конструкционных материалов. В качестве замедлителя применяют графит, а также органические жидкости и воду, которые одновременно могут служить и теплоносителем. 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.
Атомные реакторы на тепловых нейтронах различаются между собой главным образом по двум признакам: какие вещества используются в качестве замедлителя нейтронов и какие в качестве теплоносителя, с помощью которого производится отвод тепла из активной зоны реактора. Наиболее часто на АЭС применяют 4 типа реакторов на тепловых нейтронах:
1) водо-водяные с обычной водой в качестве замедлителя и теплоносителя (Рис. 1);
Рисунок 1. Схема устройства АЭС с водо-водяным реактором.
2) графито-водные с водяным теплоносителем и графитовым замедлителем (Рис. 2);
Рисунок 2. Схема АЭС с канальным уран-графитовым реактором.
3) тяжеловодные с водяным теплоносителем и тяжёлой водой в качестве замедлителя
4) графито-газовые с газовым теплоносителем и графитовым замедлителем.
В России строят главным образом графито-водные и водо-водяные реакторы. На АЭС США наибольшее распространение получили водо-водяные реакторы. Графито-газовые реакторы применяются в Англии. В атомной энергетике Канады преобладают АЭС с тяжеловодными реакторами.
В активной зоне реактора на медленных нейтронах расположены тепловыделяющие эл-ты, содержащие смесь U-238 и U-235 и замедлитель, в котором нейтроны деления замедляются до энергии около 1 эВ.
Рисунок 3. Схематическое устройство реактора на тепловых нейтронах
1 — управляющий стержень;
2 — биологическая защита;
3 — теплоизоляция;
4 — замедлитель;
5 — ядерное топливо;
6 — теплоноситель.
Тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы) представляют собой блоки из делящегося материала, заключенные в в герметическую оболочку, слабо поглощающую нейтроны. За счет энергии деления тепловыделяющие эл-ты разогреваются и отражают энергию теплоносителю, который циркулирует в каналах. К ТВЭЛам предъявляются высокие технические требования: простота конструкции; механическая устойчивость и прочность в потоке теплоносителя, обеспечивающая сохранение размеров и герметичности; малое поглощение нейтронов конструкционным материалом ТВЭЛа и минимум конструкционного материала в активной зоне; отсутствие взаимодействия ядерного топлива и продуктов деления с оболочкой ТВЭЛов, теплоносителем и замедлителем при рабочих температурах. Геометрическая форма ТВЭЛа должна обеспечивать требуемое соотношение площади пов-ти и объема и максимальную интенсивность отвода теплоты теплоносителем от всей пов-ти ТВЭЛа, а также гарантировать большую глубину выгорания ядерного топлива и высокую степень удержания продуктов деления. Должны обладать радиационной стойкостью, простотой и экономичностью регенерации ядерного топлива и низкой стоимостью В целях безопасности надежная герметичность оболочки ТВЭЛов должна сохраняться в течении всего срока работы активной зоны (3-5 лет) и последующего хранения отработавших ТВЭЛов до отправки на переработку (1-3 года).
Управление цепной реакцией осуществляется специальными управляющими стержнями, изготовленными из материалов сильно поглощающих нейтроны (бор, кадмий). Изменяя кол-во и глубину погружения управляющих стержней, можно регулировать нейтронные потоки, интенсивность цепной реакции и выработку энергии. В настоящее время разработано большое ко-во различных моделей ядерных реакторов, которые различабтся по виду ядер.топлива(уран, плутоний), по хим.составу ядер.топлива (уран, диоксид урана), по виду теплоносителя (вода, тяжелая вода, органические растворители и др.), по виду замедлителя (графит, вода, бериллий). В реакторе на тепловых нейтронах большая часть деления ядер происходит при поглощении ядрами делящихся изотопов тепловых нейтронов.
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. Дополнительные потери тепловых нейтронов в конструкционных материалах компенсируются использованием урана 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.