Физические особенности ядерного реактора

Ядерные реакторы

Ядерный реактор представляет собой устройство, предназначенное для поддержания и управления цепной реакцией деления, которая осуществляется в активной зоне. Конструктивно активная зона, с точки зрения реакторной физики, состоит из ядерного топлива, занимающего определенную объемную долю, регулирующих стержней (поглотителей нейтронов), замедлителя (дзя реакторов на тепловых нейтронах), конструкционных материалов и теплоносителя.

Понятие «физика реактора» подразумевает физические процессы, происходящие при цепной реакции или в подкритической системе — с размножением нейтронов. Поскольку нейтроны возникают при делении, вызываемом в свою очередь тоже нейтронами, физика реактора изучает в основном поведение нейтронов в системе.

До 1939 г. ученые, работающие в области атомной и ядерной физики, без особого оптимизма относились к перспективам практического использования атомной энергии в ближайшем будущем. Однако после открытия деления ядер их взгляды быстро изменились. Это было связано с тем, что при делении ядер урана выделяется очень большое количество энергии. Важным моментом является то, что этот процесс сопровождается освобождением двух-трех нейтронов, способных вызывать деление других ядер урана. Высвобождающиеся при этом нейтроны дают еще больше нейтронов, которые могут также вызвать деления, и т. д. Таким образом, один нейтрон может дать начало разветвленной цепи делений, причем число ядер, участвующих в делении, будет возрастать с огромной скоростью (см. рис. 1.6).

Возможность цепной ядерной реакции при делении урана под действием нейтронов обсуждалась в 1939 г. многими физиками в Европе и Америке. Если бы такая цепная реакция могла быть осуществлена, то появились бы перспективы того, что освобождение атомной, или, более правильно, ядерной энергии стало бы практически полезным и экономически выгодным. Этот вопрос вызвал широкий и активный интерес ученых мировой науки, однако серьезному обсуждению подверглась только одна его сторона. Если энергия деления будет освобождена за очень короткий промежуток времени (ядерные процессы протекают очень быстро), то цепная реакция может привести к катастрофическому взрыву.

В 1939 г. ученые разделились на две группы: одни из них сомневались в возможности осуществить цепную ядерную реакцию, другие полагали, что цепная реакция деления возможна, хотя и нс обязательно должна привести к взрыву. Адлер и Халбан и, независимо, Перрен во Франции предположили, что введение в систему уран-вода вещества, подобного кадмию, который сильно поглощает медленные нейтроны, позволит управлять цепной реакцией. Отвод достаточного числа нейтронов, очевидно, будет препятствовать продолжению цепи и может остановить реакцию.

Первая экспериментальная система с уран-графитовой решеткой была построена в июле 1941 г. в Колумбийском университете под руководством Ферми. Она представляла собой графитовый куб с ребром длиной 2,5 м, содержащий около 7 т окиси урана, заключенной в железные сосуды, которые были размещены в кубе на равных расстояниях друг от друга. Почти у самого дна решетки был размещен радиево-бериллиевый источник нейтронов. В различных точках системы проводились измерения числа нейтронов. При помощи полученных в эксперименте данных был вычислен коэффициент размножения нейтронов в бесконечной среде.

Вторая уран-графитовая решетка подобного типа в сентябре 1941 г. дала значение к_со = 0,87. Дальнейшие работы по получению более чистых материалов позволили получить окись урана, в которой примеси составляли менее 1%. При этом было получено значение коэффициента размножения в бесконечной среде с графитовым замедлителем 0,98.

В апреле 1942 г. Энрико Ферми в Чикаго приступил к разработке первого в мире исследовательского ядерного реактора. В течение осени программа производства делящихся материалов для него передается от ученых промышленным корпорациям DuPont и Kellog Согр.

К концу 1942 г. были получены чистые материалы в количестве, достаточном для сооружения в Чикагском университете системы, в которой должна была пойти самоподдерживающаяся цепная реакция.

Намечалось построить кубическую решетку, состоящую из урановых блоков и окиси урана внутри графитовой сферы, так как имевшегося в распоряжении чистого металлического урана (5600 кг) не хватило бы для заполнения всей решетки. Графит использовался в виде брусков и составлял слои, чередующиеся со слоями урана или его окиси. Для безопасности были введены полоски кадмия, поглощающего нейтроны. Такая предосторожность оказалась необходимой, так как увеличение коэффициента размножения шло быстрее, чем предполагалось, и критические размеры были достигнуты раньше ожидаемого срока. Поэтому в окончательном виде реактор имел нс сферическую, а форму срезанного сверху шара. Реактор содержал 40 т урана и 385 т графита [6].

Вечером 2 декабря 1942 г., после того как были убраны стержни нейтронного поглотителя из кадмия, была получена первая в мире самоподдерживающаяся цепная реакция деления. Руководителем работ по созданию реактора был Комптон. Командовал пуском и остановом реактора — Ферми.

25 декабря 1946 г. на окраине Москвы на территории сверхсекретной тогда Лаборатории № 2 АН СССР, а ныне РНЦ «Курчатовский институт», произошло событие чрезвычайной важности. В этот день группой сотрудников под руководством И. В. Курчатова была осуществлена самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер урана в уран-графитовом котле.

Активная зона реактора Ф-1 представляла собой сферу диаметром шесть метров, сложенную из графитовых блоков размером 100×100×600 мм. Она была окружена отражателем толщиной 800 мм, выполненным также из графитовых блоков. В графитовых блоках было просверлено около 300 тысяч отверстий для урана, образовавших пространственную решетку с определенным шагом. Общий вес графитовой кладки в реакторе Ф-1 составил 450 т, а урановых блоков — 45 т.

Со времени пуска первых реакторов, предназначенных для наработки плутония в военных целях, было разработано большое количество различных типов реакторов. Существует несколько классификаций всего многообразия реакторов по различным признакам, например, по спектру нейтронов; структуре активной зоны; конструктивным признакам; виду замедлителя и теплоносителя.

По структуре активной зоны реакторы подразделяются на гомогенные и гетерогенные. Гомогенным называют реактор, у которого активная зона представляет собой однородную смесь частиц топлива и замедлителя, причем размеры этих частиц малы по сравнению со средним свободным пробегом нейтронов, т. е. активная зона является для нейтронов однородной средой. Такую среду образуют: растворы солей урана в воде, расплавленные соли урана, суспензии оксидов урана в легкой или тяжелой воде, смесь порошков карбида урана и графита и т. д.

Гетерогенным называют реактор, у которого в активной зоне ядерное топливо размещается в замедлителе в виде специальных блоков. Эти блоки обычно изготовляют в форме стержней и называют тепловыделяющими элементами (твэлами). В активной зоне твэлы располагаются в определенном порядке, образуя правильную решетку, которая характеризуется шагом решетки. Шаг решетки равен расстоянию между осями соседних твэлов. Топливо в твэлах отделено от замедлителя или теплоносителя тонкой герметичной металлической защитной оболочкой, локализующей радиоактивные продукты деления внутри твэла.

Для управления цепной реакцией деления в активной зоне реактора размещены подвижные управляющие стержни-поглотители нейтронов. Кроме того, предусмотрены стержни аварийной защиты, которые сбрасываются в активную зону при необходимости быстрой остановки реактора.