Физическая энциклопедия - ядерный реактор

Если Kэф>1,то цепная реакция нарастает во времени, Я. р. находится в надкритичном состоянии и его реактивность r>0; если Kэф10 кэВ (быстрый реактор). Возможны также Я. р. на промежуточных нейтронах с энергией 1-1000 эВ. . Рис. 2. Схематич. разрез гетерогенного реактора. По конструкции Я. р. делятся на гетерогенные, в к-рых яд. топливо распределено в активной зоне дискретно в виде блоков, между к-рыми находится замедлитель нейтронов (рис.

2), и гомогенные, в к-рых яд. топливо и замедлитель представляют однородную смесь (раствор или суспензия). Блоки с яд. топливом в гетерогенном Я. р. в виде стержней, наз. тепловыделяющими элементами (ТВЭЛами), образуют правильную решётку (наиболее распространённые Я. р.). Условие критичности Я. р. имеет вид: Kэф=K?•Р=1, (1) где (1-P) вероятность утечки нейтронов из активной зоны Я.

Часто пользуются величиной h=n/(1+a), где a отношение сечений радиац. захвата sз к сечению деления sд. Для естеств. урана h=1,32. Табл. 1. ЗНАЧЕНИЯ n и h ДЛЯ ТЕПЛОВЫХ НЕЙТРОНОВ (по данным на 1977) . При увеличении энергии ?n нейтрона, вызывавшего деление, v растёт по закону: n=nт+0,15 ?n, где nт соответствует тепловым нейтронам. Условие (1) определяет размеры Я.

р. Напр., для Я. р. из естеств. урана (делящееся в-во) и графита (замедлитель) n=2,4, e=1,03, ejq»0,44, откуда K?= 1,08. Это означает, что для Kэф>1 необходимо P>0,93, что соответствует размерам активной зоны Я. p.?5-10 м. Объём энергетич. Я. р. достигает сотен м3 и определяется гл. обр. возможностями теплосъёма. Минимальное количество делящегося в-ва и минимальные размеры активной зоны, при к-рых в Я.

или близкую к сферич. форму, напр. цилиндр с высотой порядка диаметра или куб (наименьшее отношение поверхности к объёму). Вероятность резонансного захвата (1-j) нейтронов ядрами 238U в процессе замедления существенно снижается в гетерогенных Я. р., т. к. число нейтронов с энергией, близкой к резонансной, резко уменьшается внутри уранового блока и в поглощении участвует только внешний слой блока.

Именно гетерогенная структура Я. р. позволяет осуществить цепной процесс на естеств. уране. При этом уменьшается 0, однако этот проигрыш в реактивности существенно меньше, чем выигрыш из-за уменьшения резонансного поглощения. Выгорание и воспроизводство ядерного топлива. В процессе работы Я. р. в нём накапливаются осколки деления (см.

ДЕЛЕНИЕ АТОМНОГО ЯДРА) и образуются трансурановые элементы, гл. обр. Pu. Накопление осколков вызывает уменьшение реактивности Я. р. Это наз. отравлением Я. р. (в случае радиоактивных осколков) и зашлаковыванием (для стабильных). Отравление вызывает гл. обр. 135Хе, обладающий наибольшим сечением поглощения нейтронов (2,6•106 барн). Его период полураспада Т1/2=9,2 ч, выход при делении 6-7%.

Замена выгоревшего топлива может производиться сразу во всей активной зоне или постепенно по ТВЭЛам так, чтобы в активной зоне находились ТВЭЛы всех возрастов. В табл. 2 приведён состав извлекаемого яд. топлива. Выгружается одновременно вся активная зона после работы Я. р. в течение 3 лет и «выдержки» 3 лет (Ф=3•1013 нейтрон/см2•с); начальный состав: 238Pu-77 350 кг, 235U 2630 кг, 234U 20 кг.

Табл. 2. СОСТАВ ВЫГРУЖАЕМОГО ТОПЛИВА (в кг) ДЛЯ ВОДО-ВОДЯНОГО РЕАКТОРА МОЩНОСТЬЮ 3 ГВт . Общая масса загруженного топлива на 3 кг превосходит массу выгруженного (выделившаяся энергия соответствует массе 3 кг). После остановки Я. р. в топливе продолжается выделение энергии сначала гл. обр. за счёт деления запаздывающими нейтронами, а затем, через 1-2 мин, гл.

коэфф. воспроизводства Kв (см. РЕАКТОР-РАЗМНОЖИТЕЛЬ). Управление Я. р. Регулирование цепного процесса в Я. р. на тепловых нейтронах осуществляется обычно введением в активную зону или выведением из неё стержней из в-в, сильно поглощающих нейтроны (В, Cd и др.). Если стержни введены глубоко, поглощение нейтронов в них велико и цепной процесс невозможен.