Немного ядерной физики. Для лучшего уяснения принципов работы ядерного реактора и смысла процессов, происходящих в нем, вкратце изложим основные моменты физики реакторов. Ядерный реактор - аппарат, в котором происходят ядерные реакции - превращения одних химических элементов в другие.
Для этих реакций необходимо наличие в реакторе делящегося вещества, которое при своем распаде выделяет элементарные частицы, способные вызвать распад других ядер. Деление атомного ядра может произойти самопроизвольно или при попадании в него элементарной частицы. Самопроизвольный распад в ядерной энергетике не используется из-за очень низкой его интенсивности. В качестве делящегося вещества в настоящее время могут использоваться изотопы урана уран-235 и уран-238, а также плутоний-239. В ядерном реакторе происходит цепная реакция. Ядра урана или плутония распадаются, при этом образуются два-три ядра элементов середины таблицы Менделеева, выделяется энергия, излучаются гамма-кванты и образуются два или три нейтрона, которые, в свою очередь, могут прореагировать с другими атомами и, вызвав их деление, продолжить цепную реакцию.
Для распада какого-либо атомного ядра необходимо попадание в него элементарной частицы с определенной энергией величина этой энергии должна лежать в определенном диапазоне более медленная или более быстрая частица просто оттолкнется от ядра, не проникнув в него. Наибольшее значение в ядерной энергетике имеют нейтроны. В зависимости от скорости элементарной частицы выделяют два вида нейтронов быстрые и медленные.
Нейтроны разных видов по-разному влияют на ядра делящихся элементов. Уран-238 делится только быстрыми нейтронами. При его делении выделяется энергия и образуется 2-3 быстрых нейтрона.
Вследствие того, что эти быстрые нейтроны замедляются в веществе урана-238 до скоростей, неспособных вызвать деление ядра урана-238, цепная реакция в уране-238 протекать не может. Поскольку в естественном уране основной изотоп - уран-238, то цепная реакция в естественном уране протекать не может. В уране-235 цепная реакция протекать может, так как наиболее эффективно его деление происходит, когда нейтроны замедлены в 3-4 раза по сравнению с быстрыми, что происходит при достаточно длинном их пробеге в толще урана без риска быть поглощенными посторонними веществами или при прохождении через вещество, обладающее свойством замедлять нейтроны, не поглощая их. Поскольку в естественном уране имеется достаточно большое количество веществ, поглощающих нейтроны тот же уран-238, который при этом превращается в другой делящийся изотоп - плутоний-239, то в современных ядерных реакторах необходимо для замедления нейтронов применять не сам уран, а другие вещества, мало поглощающие нейтроны например, графит или тяжелая вода. Обыкновенная вода нейтроны замедляет очень хорошо, но сильно их поглощает. Поэтому для нормального протекания цепной реакции при использовании в качестве замедлителя обыкновенной легкой воды необходимо использовать уран с высокой долей делящегося изотопа - урана-235 обогащенный уран. Обогащенный уран производят по достаточно сложной и трудоемкой технологии на горнообогатительных комбинатах, при этом образуются токсичные и радиоактивные отходы.
Графит хорошо замедляет нейтроны и плохо их поглощает. Поэтому при использовании графита в качестве замедлителя можно использовать менее обогащенный уран, чем при использовании легкой воды. Тяжелая вода очень хорошо замедляет нейтроны и плохо их поглощает.
Поэтому при использовании тяжелой воды в качестве замедлителя можно использовать менее обогащенный уран, чем при использовании легкой воды. Но производство тяжелой воды очень трудоемко и экологически опасно.
При попадании медленного нейтрона в ядро урана-235 он может быть захвачен этим ядром. При этом произойдет ряд ядерных реакций, итогом которых станет образование ядра плутония-239. Плутоний-239 в принципе может тоже использоваться для нужд ядерной энергетики, но в настоящее время он является одним из основных компонентов начинки атомных бомб. Поэтому ядерное топливо в реакторе не только расходуется, но и нарабатывается.
У некоторых ядерных реакторов основной задачей является как раз такая наработка. Другим способом решить проблему необходимости замедления нейтронов является создание реакторов без необходимости их замедлять - реакторов на быстрых нейтронах.
В таком реакторе основным делящимся веществом является не уран, а плутоний. Уран же используется уран-238 выступает как дополнительный компонент реакции - от быстрого нейтрона, выпущенного при распаде ядра плутония, произойдет распад ядра урана с выделением энергии и испусканием других нейтронов, а при попадании в ядро урана замедлившегося нейтрона он превратится в плутоний-239, возобновляя тем самым запасы ядерного топлива в реакторе.
В связи с малой величиной поглощения нейтронов плутонием цепная реакция в сплаве плутония и урана-238 идти будет, причем в ней будет образовываться большое количество нейтронов. Таким образом, в ядерном реакторе должен использоваться либо обогащенный уран с замедлителем, поглощающем нейтроны, либо необогащенный уран с замедлителем, мало поглощающем нейтроны, либо сплав плутония с ураном без замедлителя.
О различных типах ядерных реакторов, реализующих эти три возможности разными способами, будет говориться дальше. 4. Ядерный реактор. Как уже указывалось, тремя обязательными элементами для реакторов на тепловых нейтронах являются тепловыделитель, замедлитель и теплоноситель. На данном рисунке представлена типичная схема активной зоны. Через реактор с помощью насосов обычно называемых циркуляционными прокачивается теплоноситель, поступающий потом или на турбину в РБМК или в теплообменник в остальных типах реакторов.
Нагретый теплоноситель теплообменника поступает на турбину, где теряет часть своей энергии на выработку электричества. Из турбины теплоноситель поступает в конденсатор для пара, чтобы в реактор поступал теплоноситель с нужными для оптимальной работы параметрами. Также в реакторе имеется система управления им на рисунке не показана, которая состоит из набора стержней диаметром в несколько сантиметров и длиной, сопоставимой с высотой активной зоны, состоящих из высокопоглощающего нейтроны материала, обычно из соединений бора. Стержни располагаются в специальных каналах и могут быть подняты или опущены в реактор.
В поднятом состоянии они способствуют разгону реактора, в опущенном - заглушают его. Приводы стержней регулируются независимо друг от друга, поэтому с их помощью можно конфигурировать активность реакции в различных частях активной зоны. Реакторы, работающие на быстрых нейтронах, устроены несколько иначе.
О них будет сказано ниже. Несколько терминов Топливная кассета - конструкция из таблеток урана и собирающего их вместе корпуса толщиной 10-20 см и длиной в несколько метров, являющаяся выделителем энергии за счет распада урана. Материалом корпуса обычно является цирконий. ТВС - тепловыделяющая сборка - топливная кассета и ее крепление. ТВС находится в активной зоне реактора. СУЗ - система управления защитой. В основном состоит из нейтронопоглощающих стержней. 5.