2. Структура активной зоны реакторов на тепловых нейтронах и ее характеристики.

2.1 Схема реактора

Рассмотрим схематически конструкцию ядерного реактора, в состав которого входят следующие элементы (рис.2.1): 1- активная зона, где происходит процесс деления, содержащая делящееся вещество, замедлитель (отсутствует в реакторах на быстрых нейтронах) и конструкционные материалы. Совокупность материалов, заполняющих активную зону реактора, является размножающей средой; 2-отражатель нейтронов; 3-система управления цепным процессом и защиты от аварий; 4-система отвода тепла, выделяющегося при делении ядерного топлива (система теплоносителя); 5-биологическая защита от излучения нейтронов и -квантов.

Ядерное топливо в активной зоне реактора может быть твердым, жидким и газообразным. Например, в двигателях космических кораблей активная зона реактора может быть образована раскаленной плазмой, содержащей делящееся вещество. В этом случае вследствие сравнительно малой плотности плазмы активная зона почти пуста. Нейтроны легко вылетают из нее и попадают в отражатель, возвращающий заметную долю нейтронов в активную зону, так что цепная реакция может поддерживаться на стационарном уровне. Такие реакторы принято называть полостными.

Ядерное топливо может быть сконцентрировано в отдельных блоках (твэлах) или равномерно распределено в толще замедлителя или теплоносителя. В последнем случае имеем реактор с циркулирующим жидким или газообразным ядерным топливом.

Р ис. 2.1. Конструкция ядерного реактора (схема).

1 - активная зона; 2 - отражатель; 3 - подвижный поглотитель; 4 - система теплоносителя; 5 - биологическая защита.

Для уменьшения утечки нейтронов активная зона реактора окружается отражателем, который уменьшает критический размер реактора. Идеальным отражателем могло бы быть нейтронное зеркало, возвращающее все нейтроны в активную зону. Однако сделать нейтронное зеркало практически невозможно, так как длина волны нейтрона меньше, чем расстояние между атомами в кристаллической решетке отражателя. Нейтронное зеркало возможно было бы осуществить, если бы реактор работал при температурах, близких к абсолютному нулю.

Пуск и остановка реактора, изменение его общей мощности или изменение распределения мощности по объему активной зоны, защита реактора от скачков реактивности при различного рода аварийных режимах осуществляются системой управления и защиты (СУЗ).

СУЗ представляет собой автоматическую систему, которая состоит из: 1) детекторов нейтронного поля, порожденного цепным процессом деления в реакторе; 2)приводов, перемещающих систему регуляторов изменяющих реактивность реактора; 3) управляющей электронной системы, которая сравнивает данные об интенсивности цепного процесса, получаемые от детекторов нейтронов, с заданными допустимыми пределами и выдает соответствующие импульсы управления на перемещение системы регуляторов реактивности. СУЗ работает по системе обратной связи, т.е. увеличивает реактивность при падении интенсивности цепного процесса и наоборот.

Изменение реактивности реактора обычно осуществляется передвижением стержней (поглощающих нейтроны), которые расположены в активной зоне или отражателе. Другой способ изменения реактивности - введение (или выведение) поглотителя нейтронов в теплоноситель (из теплоносителя). Можно использовать газообразные поглотители нейтронов, вводя их с большей скоростью (пневматически), а также поглотители нейтронов, поглощающая способность которых зависит от изменения собственной температуры, и т.п.

Теплоносители могут быть жидкие, паро-жидкие, газообразные, твердые и плазменные. В качестве жидких или двухфазных (кипящих) теплоносителей применяют тяжелую и легкую воду, смеси углеводов, расплавы солей, жидкие металлы (калий, натрий, литий, свинец, висмут, ртуть и т.п.). Газообразные теплоносители также разнообразны: это воздух, гелий, углекислый газ, так называемые диссоциирующиеся газы, например N₂O₄, т.е. такие газы, которые при рабочей температуре реактора испытывают значительную диссоциацию, что улучшает их теплофизические параметры.

Ведутся работы по применению теплоносителя в форме плазмы. В реакторах, в отличие от термоядерных установок, применяется плотная низкотемпературная плазма (температура 10⁴ °К). Плазменная форма теплоносителя несомненно найдет широкое применение в ядерных двигателях ближайшего будущего, например в двигателях космических кораблей. Другая область применения плазменных теплоносителей -соединение реактора с магнитогидродинамическим преобразователем тепловой энергии в электрическую.

Возможно также использование твердого теплоносителя в виде передвижных стержней или дисков, которые нагреваются в активной зоне, а потом перемещаются в холодильник, где отдают аккумулированное тепло.

В большинстве реакторов теплоноситель циркулирует через активную зону, где размещено ядерное топливо. Однако в некоторых конструктивных решениях ядерное топливо подмешено к жидкому, газообразному или плазменному теплоносителю и вместе с ним циркулирует через активную зону реактора.

Реактор, как правило, окружают биологической защитой, назначение которой - защита людей от проникающего излучения.

По назначению различают реакторы: 1 )для исследовательских целей, служащие мощными генераторами нейтронного и -излучения; 2)для производства искусственных изотопов, особенно плутония, трансурановых элементов, меченых атомов и т.д.; 3)для производства тепловой и электрической энергии на АЭС и для атомных котельных (теплофикация, опреснение морской воды и т.п.); 4)для транспортных двигателей - кораблей, самолетов, космических аппаратов; 5)для медицинских целей, например для облучения биологических объектов, лекарств, хирургических инструментов и т.п.; б)для химической технологии, где излучение реактора, особенно -излучение, используется для воздействия на кинетику химического превращения веществ, например полимеризации углеводородов и т.д.

Далее, реакторы часто классифицируют по роду замедлителя, например: водяные, графитовые, тяжеловодные, бериллиевые, или по роду теплоносителя - кипящие, газовые, натриевые и т.д.

Наконец, существует классификация по конструкционно-схемным признакам, например корпусные, канальные, полостные (плазменные), с циркулирующим ядерным горючим, гомогенной или гетерогенной активной зоной и т.д.

Таким образом, число возможных типов ядерных реакторов очень велико. Конечно, практическое значение приобрела только небольшая часть всех возможных комбинаций, но и она представлена довольно разнообразными типами реакторов.

В настоящее время наибольшее распространение получили тепловые реакторы для выработки электроэнергии в промышленных масштабах (АЭС).

В таких реакторах обычная вода используется одновременно в качестве замедлителя и теплоносителя. Такие водо-водяные энергетические реакторы (ВВЭР) являются корпусными, когда твердые элементы конструкции реактора заключаются в металлическую оболочку (корпус), заполненный водой под давлением. Вода в корпусе реактора при его работе может находиться в жидком однофазном (ВВР) или кипящем двухфазном состоянии (ВК). Активная зона таких реакторов составлена из цилиндрических стержневых твэлов, в оболочке которых содержится ядерное топливо (двуокись урана слабого обогащения).Твэлы объединяются в группы (кассеты) для удобства операций по загрузке и выгрузке ядерного топлива. Кассеты представляют собой тепловыделяющие сборки (ТВС), которые охлаждаются циркулирующей через них водой. Такие реакторы входят в состав установок для выработки электроэнергии. Установка кроме реактора содержит и другое оборудование.

Приведем пример состава оборудования таких установок на примере реакторной установки ВК электрической мощностью 50 МВт (ВК-50).