Ядерные реакторы и безопасность

13













ЯДЕРНЫЕ    РЕАКТОРЫ    И    БЕЗОПАСНОСТЬ





ВВЕДЕНИЕ	

1. ПОНЯТИЕ  ЦЕПНОЙ  РЕАКЦИИ	

2. КОЭФФИЦИЕНТ РАЗМНОЖЕНИЯ	

3. РАЗВИТИЕ ЦЕПНОЙ РЕАКЦИИ ВО ВРЕМЕНИ	

4. ДЕЛЯЩИЕСЯ  МАТЕРИАЛЫ	

5.  ПРИНЦИПЫ ПОСТРОЕНИЯ  ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ	

6. КОНСТРУКТИВНЫЕ ОСОБЕННОСТИ ПОСТРОЕНИЯ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ	

7. БЕЗОПАСНОСТЬ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ	

БИБЛИОГРАФИЧЕСКИЙ СПИСОК	









ВВЕДЕНИЕ



Возрастающее значение ядерной техники в общем энергетическом балансе выдвигает сегодня как одну из актуальных задач дальнейшее совершенствование ядерных реакторов. Прежде всего это относится к тем реакторам, на основе которых планируется развитие ядерной энергетики в ближайшие 10-15 лет. 

Ядерный реактор (атомный реактор)  - это устройство для осуществления  управляемой ядерной цепной реакции.  Принцип действия ядерного реактора основан на использовании энергии деления ядер тяжелых элементов и осуществляется через комплекс самоподдерживающихся ядерно-физических, химических и теплофизических процессов.



1. Понятие  цепной  реакции



В основе цепного процесса всегда лежит экзоэнергетическая реакция, обладающая тем свойством, что возбуждается частицей и порождает вторичные частицы. Если в каждом акте реакции появляется  только одна частица носитель, то цепная реакция называется   неразветвленной. Неразветвленная цепная реакция не может стать самоподдерживающейся. Если в каждом акте реакции или в некоторых звеньях  цепи появляется более одной частицы, то возникает разветвленная цепная реакция, ибо одна их вторичных частиц продолжает начатую цепь, а  другие дают новые цепи, которые снова ветвятся. Правда , с процессом  ветвления конкурируют процессы, которые приводят к обрывам цепей. Если число образующихся новых цепей  превосходит число обрывов, цепная реакция  быстро распространяется по всему объему вещества при появлении хотя бы одной начальной частицы. Состояние при котором  число новых  цепей равно числу обрывов называется  критическим. [ 1 ]

 Деление тяжелого ядра возбуждается одним нейтроном, а в  результате  деления появляется более одного нейтрона.  Следовательно, реакция  деления может породить самоподдерживающуюся цепную реакцию, носителями которой  будут служить нейтроны. 



2. Коэффициент размножения



Каждая новая цепь начинается  одной частицей и, следовательно, размножение цепей есть размножение частиц. Поэтому для описания развивающихся в разветвленных цепных реакциях явлений пользуются понятием коэффициента размножения частиц, под которыми подразумеваются нейтроны.  Каждый нейтрон, участвующий в цепном процессе, проходит цикл обращения:  рождается в реакции деления, некоторое время существует в свободном состоянии, затем либо теряется, либо порождает новый акт деления и дает нейтроны следующего поколения. 

Коэффициентом  размножения  нейтронов  k   называется отношение числа нейтронов последующего поколения к их числу в предшествующем поколении во всем объеме размножающей нейтроны  среды.  Поколения нейтронов  при непрерывном их обращении разделены средним временем  нейтронного цикла. [ 1 ]

Критическое состояние характеризуется условием  k = 1. При  k  1  состояние вещества называется подкритическим  и цепная реакция затухает, если в начальный момент в среде существовало  какое-то число нейтронов, а если в начальный момент  нейтронов не было, то цепная реакция вообще невозможна. В надкритическом состоянии  k  1  и цепная реакция  лавинообразно  нарастает до тех пор, пока в силу каких-либо причин не станет  k  1.  Поскольку тяжелые ядра  могут делится самопроизвольно, то какое-то малое число нейтронов всегда присутствует в среде, включающей тяжелые нуклиды, а значит, всегда находится первый нейтрон, начинающий цепной процесс.  Кроме того, свободные нейтроны появляются повсюду как продукты ядерных реакций, возбуждаемых  космическими частицами, так что  при достижении состояния с k  1 цепная реакция деления начинается сама по себе и немедленно.

3. Развитие цепной реакции во времени



Изменение числа нейтронов  в некритическом реакторе  определяется отличием числа  k  от единицы и временем нейтронной цикла .  Если в некоторый момент времени  в реакторе имеется  n  нейтронов, то по определению коэффициента размножения  их число по прошествии одного цикла  обращения становится равным  kn , а приращение  за время цикла составит     kn - n =     n ( k - 1 ). Следовательно, изменение числа нейтронов в единицу времени



                                 dn              n ( k-1 )          

                                            =                     .

                                 dt                     



Решение этого уравнения дает зависимость числа нейтронов от времени и, следовательно, энерговыделение в реакторе. В средах из чистых делящихся материалов  времена нейтронных циклов имеют порядок  10 -8 с.  При k = 1,1 один начальный нейтрон  через 6 мкс  порождает  10 26  нейтронов, что эквивалентно делению 40 кг урана в момент  t = 6 мкс. Эта оценка показывает, что скорость нарастания цепной реакции  деления может быть необычайно высока, а практически мгновенное  энерговыделение представляет собой ядерный взрыв. Мощности ядерных взрывов обычно оценивают в эквивалентах наиболее распространенного  химического взрывчатого вещества - тринитротолуола ( ТНТ ). Выделяющаяся при делении 1 кг урана энергия равна энергии , освобождающейся при взрыве 20 000 т ТНТ. [ 1 ]



4. Делящиеся  материалы



В качестве делящегося вещества используются обычно  изотопы  урана  233 U,    235 U,   238 U, изотопы тория   232 Th, а  также  изотопы  плутония   239 Pu , 240 Pu ,   241 Pu. [ 2 ]

В чистом делящемся  материале,  например в  235 U,  цепная реакция легко осуществима, однако стоимость чистых делящихся материалов очень высока  из-за сложной технологи  получения, и их применение ограничивается главным образом военными целями. Для получения энергии в ядерных реакторах целесообразно использовать  природный или обогащенный изотопом   235 U уран.

Изотопный состав имеющегося в природе урана приведен в таблице 1



Таблица 1

Изотоп

Содержание, %

238 U

99,28

235 U

0,714

234 U

0,006





Из таблицы видно, что  природный уран почти одноизотопный  элемент. Из-за малой концентрации   235 U  получение цепной реакции непосредственно в металлическом природном уране невозможно. Вместе с тем цепная реакция может быть получена в смесях природного  или слабообогащенного урана с веществами замедлителями нейтронов. При достаточно большом количестве атомов-замедлителей в смеси нейтроны  скорее замедляются до тепловой энергии, чем поглощаются в  238 U.  В этом случае  даже при малой концентрации  235 U  в смесях с тяжелой водой, бериллием и графитом  может быть достигнуто критическое состояние при использовании природного урана.



5.  Принципы построения  ядерных реакторов



Достижение критического  состояния  представляет наибольший интерес с точки зрения получения контролируемого источника энергии.  В критическом состоянии число  нейтронов не меняется во времени. Следовательно, число актов деления  в единицу времени, а значит, и энерговыделение постоянны.  Абсолютное значение энерговыделения при этом может быть получено  любым с помощью системы управления цепной реакцией.  Введение в размножающую  среду  дополнительного количества  делящегося   материала  приводит к избыточному размножению цепей  реакций, т.е.  сопровождается повышением   k.  Напротив,  введение поглотителя  нейтронов увеличивает число обрывов цепей  и снижает  k. Кроме того возможно применение веществ-отражателей  нейтронов, перемещение которых вблизи размножающей среды  уменьшает или увеличивает потери нейтронов  из-за утечки, что также изменяет число обрывов цепей.  Манипуляции указанными элементами  управления позволяют начинать  цепную реакцию, достигать любого уровня мощности, поддерживать стационарный режим в критическом состоянии  и прекращать цепной процесс. Установка с контролируемой цепной реакцией  деления  и представляет собой ядерный реактор.

Условно можно выделить две концепции построения ядерных реактора - концепцию реактора как теплотехического аппарата и концепцию реактора как физико-химммического аппарата. [ 3 ]

В концепцию реактора как теплотехничнского аппарата положены два принципа:

освободить ядерный реактор от всех технологических процессов регенерации ядерного горючего  и оставить ему единственную функцию генератора тепловой энергии;

максимально локализовать в реакторе область, занятую делящимися материалами и продуктами деления.

Такой подход к строительству реакторов дал возможность на первом этапе развития ядерной энергетики наиболее быстро создать атомные энергоустановки, поскольку в них удалось свести к минимуму количество принципиально новых элементов  конструкции, а  вопросы регенерации горючего  по существу были отложены до лучших времен. Эта концепция воплощена во всех современных реакторах. Эта же концепция  лежит в основе разрабатываемых жидкометаллических реакторах на быстрых нейтронах, газоохлаждаемых высокотемпературных реакторах и др.

Недостатком теплотехнической концепции является неполное использование тех потенциальных возможностей, которые заложены в самом феномене деления ядер тяжелых металлов.

Альтернативой является концепция реактора как физико-химического аппарата. В реакторах этого типа осуществляется непрерывное управление ядерно-физическими, химическими и теплотехническими процессами, протекающими в топливе, а также непрерывная корректировка физико-химических свойств ядерного топлива.  Решение этой задачи в принципе позволяет максимально использовать возможности, заложенные в физической природе деления ядер. Отличительной особенностью реакторов физико-химической концепции является объединение с той или иной степенью полноты в одном аппарате собственно ядерного реактора и системы регенерации горючего. К реакторам этого типа относятся газофазные реакторы, гомогенные реакторы на водных растворах или суспензиях урана, реакторы с жидкометаллическим топливом и жидкосолевые реакторы. [ 3 ]

Ядерная энергетика на первом этапе развития  должна базироваться  на реакторах теплофизической концепции и в первую очередь на простейшем из них - легководном , т.к. перед реакторами теплофизической концепции ставиться только одна задача - преобразование  энергии деления ядер в  тепловую, и поэтому создание таких реакторов  связано с освоением сравнительно меньшего числа принципиально новых элементов конструкции. Кроме того на первом этапе развития ядреной   энергетики проблема  исчерпания ресурсов ядерного топлива еще остро не стоит. Поэтому оказалось  экономически целесообразным  строить ядерные реакторы с неоптимальным использованием нейтронов деления. На  этом этапе  даже полный отказ от переработки и регенерации топлива  не лимитирует развитие ядерной энергетики. 

Однако такая ситуация не может продолжаться неограниченно долго. Оценка промышленных запасов урана и сопоставление их  с предполагаемыми  темпами развития ядерной энергетики приводят к выводу, что  через 20-30 лет ресурсы дешевого урана будут близки к исчерпанию. Поэтому проблема переработки ядерного топлива к этому времени должна быть решена. Решение этой проблемы на основе регенерации твердотопливных урановых стержней связано с рядом новых дополнительных трудностей. Одна из них транспортирование  облученных элементов на радиотехнические предприятия. 



6. Конструктивные особенности построения ядерных реакторов



Ядерные реакторы состоят их пяти основных элементов: делящегося вещества, замедлителя быстрых нейтронов, системы охлаждения, систем безопасности и регулирования. Та часть реактора, которая содержит делящийся материал и, собственно в которой протекает  цепная самоподдерживающаяся реакция деления,. называется активной   зоной  реактора. [ 3 ]

Если замедлитель  и уран составляют равномерную смесь, например, раствор соли урана в воде, реактор называется гомогенным.  Если уран  размещен в замедлители в виде обособленных блоков, то реактор называется гетерогенным.

Для удобства обращения  с ураном и отвода из реактора тепла  урановые блоки обычно делают в виде цилиндрических стержней  или сборок стержней, или  же  в виде пластин (кассет), расположенных по объему замедлителя  в определенном порядке.  Упорядоченная  система урановых стержней  образует решетку активной зоны  гетерогенного реактора.  Основными параметрами  решетки  являются:

расстояние между осями стержней ( шаг решетки);

диаметр уранового стержня.

Эти  величины  определяют  соотношение  объемов урана и замедлителя в активной зоне  и в конечном  счете  количество вещества активной зоны.  Чаще всего оси урановых стержней располагаются либо в углах квадратов  и тогда решетка называется  квадратной, либо в углах правильных треугольников,  тогда решетка  называется треугольной или  гексогональной.  Урановый стержень  или сборка стержней  вмести с прилегающим к ним замедлителем  составляют элементарную ячейку активной зоны. Нейтронный или тепловой баланс  одной ячейки  является балансом всей активной зоны.

Центральная часть ячейки, свободная от замедлителя , называется  технологическим каналом. По оси технологического канала располагается урановый стержень или  сборка стержней.  В объеме  урана выделяется более  90% всей энергии деления  -частиц  и  около половины энергии  -квантов.  Поэтому урановые стержни  называют  тепловыделяющими элементами или твэлами.  Для отвода тепла вдоль поверхности твэла направляется поток вещества  - теплоносителя , жидкости или газа.  Если теплоноситель должен быть отделен от замедлителя, он  направляется по специальной трубе. Этой трубы может и не быть если замедлитель и теплоноситель одно и тоже  вещество или если допускается поступление теплоносителя в замедлитель.  Тепловыделяющий элемент, как правило имеет оболочку, предотвращающую  химическое взаимодействие вещества  уранового блока с теплоносителем, его эрозию в  потоке теплоносителя, а также поступление в теплоноситель продуктов деления. В случае попадания продуктов деления в теплоноситель его радиоактивность в значительной степени возрастает, что является нежелательным.  Материалы труб, оболочек твэлов, а также возможных других конструктивных элементов называют конструкционными материалами активной зоны реактора.



7. Безопасность ядерных реакторов



Безопасность ядерных  реакторов обычно рассматривают с двух точек зрения : ядерной и радиационной. Оценка ядерной безопасности  предполагает анализ  тех характеристик реактора, которые определяют масштаб возможных  изменений мощности реактора, возникающих при различных аварийных ситуациях в системе. Под радиационной безопасностью понимают меры , принимаемые для защиты обслуживающего персонала и населения от неконтролируемой утечки радиоактивности при любом режиме работы реактора, включая аварийный. .  Радиационная безопасность определяется надежностью системы и степенью гарантий в случае предельно возможных аварий.

Можно ожидать, что , по мере того как  ядерная энергетика будет приобретать доминирующее положение в структуре всей энергетики в целом, преимущества теплотехнической концепции будут все больше утрачиваться.  В этих условиях возрастет  притягательность концепции физико-химического направления  в реакторостроении, которая позволит достигнуть более высоких качественных характеристик АЭС и решить ряд задач энергетики, недоступных для твердотопливных  реакторов.

ЖСР в отношении ядерной безопасности имеют ряд характерных особенностей по сравнению с твердотопливными реакторами состоящими в следующем:

передача тепла от топлива к промежуточному теплоносителю происходит вне активной зоны реактора, поэтому разрушение поверхности раздела между топливом и теплоносителем не приводит к серьезным нарушениям режима работы активной зоны и изменениям радиоактивности;

топливо в ЖСР выполняет одновременно функцию теплоносителя первого контура, поэтому в принципе исключается весь комплекс проблем, которые возникают в твердотопливных реакторах при авариях, приводящих к потере  теплоносителя;

непрерывный вывод продуктов деления, особенно нейтронных ядов, а также возможность непрерывной подпитки топливом сводит к минимуму начальный запас реактивности, компенсируемый поглощающими стержнями. 

К изменению реактивности ЖСР могут привести следующие аварийные ситуации:

увеличение концентрации делящихся материалов в топливной соли;

изменение эффективной доли запаздывающих нейтронов;

изменение состава и плотности топливной соли и перераспределение ее в активной зоне;

изменение температуры активной зоны.

Подробный анализ  аварийных ситуаций приведенный  в [ 3 ] показывает, что  особенности присущие ЖСР позволяют обеспечить достаточно высокую ядерную безопасность и надежно исключить возможность нарушения герметичности  топливного контура

Высокая ядерная безопасность, присущая ЖСР, имеет свою обратную сторону и сопряжена с проблемами, которых нет у твердотопливных реакторов. В отличии от них  радиоактивные материалы в ЖСР находятся в жидкой или газовой форме при высокой  температуре  и циркулирует в  топливном контуре и контуре системы переработки топлива. Опасность утечки радиоактивности при нарушении герметичности топливного контура здесь значительно более высокая, чем у твердотопливных реакторов при нарушении твэлов. Поэтому радиоактивная безопасность ЖСР  в первую очередь  связана с надежной герметизацией  топливного контура.

Одной  из важнейших проблем при создании ядерного реактора  является проблема  проектирования средств управления  и в особенности системы аварийного отключения  (САО). САО должна обеспечивать автоматическую остановку реактора ( быстрое гашение цепной реакции)  при возникновении аварийной ситуации. Для реализации этого требования   САО должна иметь широко разветвленную систему автоматического диагностирования  аварийных ситуаций  ( событий, состояний оборудования, значений параметров, характеризирующих состояние ядерного реактора и его систем). [ 4 ]

Кроме того существует  проблема транспортировки облученных элементов на радиохимические предприятия, что означает что радиоактивные элементы будут  “размазаны” по весьма широкой территории. При этом возникает как опасность радиоактивного загрязнения  среды вследствие возможных  аварий, так и опасность хищения радиоактивных материалов.







БИБЛИОГРАФИЧЕСКИЙ СПИСОК

Климов А.Н. Ядерная физика и ядерные реакторы. М.: Атомиздат,1985. 

 Яворский Б.М., Детлаф А.А. Справочник по физике . М.: Наука,1974. 

Блинкин В.Л., Новиков В.М.  Жидкосолевые ядерные реакторы. М.:Атомиздат, 1978.

 Ионайтис Р.Р. Нетрадиционные средства управления ядерными реакторами. М.: Изд-во МГТУ, 1992.