Квантовая физика. Водный курс - Гольдин Л.Л.
Скачать (прямая ссылка):
замедлить нейтроны до тепловой энергии, то ядра g|8U совсем не будут
делиться, но эффективное сечение деления ядер 92 U становится таким
большим (сг/ = 582 барн), что значение г] (а следовательно, и &оо)
оказывается большим единицы.
В реакторах на тепловых нейтронах приходится использовать большие
количества замедлителя. Однако, при столкновении с ядрами атомов
замедлителя нейтроны не только замедляются, но и поглощаются. Кроме того,
при малых Тп ядра g28U, как уже знаем, не делятся, но поглощают нейтроны
в результате реакции (717). Поэтому максимальное значение коо для
размножающей среды, содержащей естественный уран и хороший замедлитель (в
первых реакторах - графит), лишь ненамного превышает единицу: коо = 1,12.
Очевидно, что при таком коо Ц.р.д. хоть и возможна, но размеры
размножающей среды должны быть большими, чтобы вероятность ухода
нейтронов за пределы активной зоны была малой. Поэтому размножающие среды
реакторов, работающих на
§79. Цепная реакция деления. Проблемы ядерной энергетики 419
естественном уране, имеют размеры порядка 10 м. Критическую массу
ядерного горючего, а следовательно и размеры реактора, можно уменьшить,
если вместо естественного урана использовать обогащенный уран, содержащий
2.. .5% изотопа gjpU. Именно такой уран и используется в настоящее время
в энергетических ядерных реакторах. В смесях, где содержание 925U или
gfPu превышает 20%, становится возможной ц.р.д. на быстрых нейтронах.
Рис. 172. Схема гетерогенного ядерного реактора.
В ядерной энергетике применяется несколько типов ядерных реакторов.
Рассмотрим упрощенную схему активной зоны гетерогенного ядерного реактора
на тепловых нейтронах (рис. 172), предназначенного для работы на АЭС. В
гетерогенных ядерных реакторах замедлитель и ядерное горючее не
перемешиваются: в замедлителе делаются каналы, в которые вставляют
содержащие ядерное горючее стержни, или ТВЭЛы - тепловыделяющие элементы.
(В гомогенных реакторах ядерное горючее и вещество, использующееся для
замедления, представляют собой однородную смесь, иногда являющуюся и
теплоносителем.)
В представленном на схеме реакторе замедлителем (2) является вода. Она
выполняет также функцию теплоносителя и переносит выделяющееся в активной
зоне тепло к паровой турбине. Количество стержней (3) с ядерным горючим
может быть большим нескольких сотен; их диаметр не превышает десяти
сантиметров при длине, доходящей до
420
Глава 15
нескольких метров. Для уменьшения утечки нейтронов из активной зоны
корпус реактора (1) окружается отражателем нейтронов (4) - графитом или
др. веществом.
Управление скоростью ц.р.д., а следовательно, и мощностью реактора,
осуществляется с помощью управляющих стержней (5). В них содержатся
вещества, хорошо поглощающие нейтроны: кадмий, бор. При опускании
управляющих стержней в активную зону реактора к уменьшается, а при
поднятии - увеличивается. Это позволяет приводить реактор в режим пуска
(1 < к < 1,0064), стационарной работы (к " 1) и остановки (к < 1). На
каждом реакторе предусмотрены аварийные управляющие стержни, которые
автоматически "падают" в активную зону реактора при малейшем увеличении
мощности сверх установленного значения.
В работающих реакторах количество 925U в ТВЭЛах со временем уменьшается,
и в них накапливаются осколки деления и продукты их распада, а также
некоторое количество 949Ри. Для получения плутония-239 в больших
количествах должны использоваться реакторы на быстрых нейтронах,
работающие на смеси изотопов д39Ри и 928U. При делении ядер q39Pu в
реакторах на быстрых нейтронах эффективное число нейтронов г] = 2,33; при
таком большом значении г] удается "направить" на воспроизводство (т. е.
на реакцию 928U(n7)g29U -> ... ^949Ри) более 1 нейтрона.
Активная зона таких реакторов, как правило, окружается дополнительным
толстым слоем ||8U. В этом слое под действием нейтронов из активной зоны
реактора также идет реакция 928и(гг7)э29и> и общий (для всей установки)
коэффициент воспроизводства может быть заметно большим единицы.
Отработавшие положенный срок стержни заменяются новыми и отправляются в
специальные хранилища, т. к. они чрезвычайно радиоактивны. Через
некоторое время становится возможной их переработка с целью извлечения
плутония - 239 или каких-либо других радиоактивных изотопов. Но и после
переработки содержимое стержней очень долго сохраняет высокую активность.
Проблема его "захоронения" еще не решена. Тем не менее ядерная энергетика
продолжает развиваться. Запасов ядерного горючего (с учетом его
воспроизводства) должно хватить на сотни лет.
В настоящее время в мире работают несколько сотен энергетических ядерных
реакторов; в некоторых странах на долю ядерной энергии приходится свыше
50% от потребляемой в стране электроэнергии. В России еще в 1954 г. была
введена в строй первая в мире АЭС с мощностью 5 МВт. Сейчас большая часть
АЭС имеет мощность порядка 1000 МВт. Ведется работа по созданию новых
