Чтение онлайн

ГЛАВА 3.

ФИЗИЧЕСКИЕ ПРОЦЕССЫ В ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРАХ

Гетерогенные реакторы. В однородной (гомогенной) смеси природного урана с замедлителем не всегда можно осуществить цепной процесс.

Нейтроны теряют свою скорость в замедлителе постепенно и обычно в результате большого числа столкновений становятся тепловыми. Когда слабо замедлившийся нейтрон встретит на своем пути ядро урана238, то произойдет его поглощение.

Как же уменьшить захват нейтронов ядрами урана238?

Если применять в качестве замедлителя графит, то никаким увеличением количества урана и размеров реактора не удастся довести коэффициент размножения до единицы. Следовательно, надо удалить ядра урана238 из зоны, где происходит замедление нейтронов. Поэтому ядерные реакторы, использующие природный уран и графит, изготовляются в виде гетерогенной (неоднородной) смеси урана и замедлителя. В этих реакторах обычно уран в виде стержней (блоков) чередуется с чистым графитом (рис. 16).

Рис. 16. Схема гетерогенного ядерного реактора

Диаметр урановых стержней должен быть рассчитан так, чтобы нейтроны, получающиеся при делении, не испытывали много столкновений в уране. В противном случае уран238 может опять поглотить большое число нейтронов. Обычно урановые стержни имеют диаметр не больше трех — четырех сантиметров.

Предположим, что в одном из урановых блоков произошло деление ядра урана235. При этом выделились три нейтрона. У этих нейтронов может быть различная судьба.

Один из нейтронов может испытать большое число столкновений с ядрами замедлителя и, теряя в каждом столкновении часть своей скорости, придет в другой урановый блок с очень малой тепловой скоростью. Такой нейтрон при столкновении с ядром урана238 имеет очень небольшие шансы им поглотиться: он просто отскочит от этого ядра, как резиновый мячик от тяжелой стены. Ведь ядро урана в 238 раз тяжелее нейтрона. Тепловой нейтрон после ряда столкновений с ядрами тяжелого изотопа в конце концов в том или другом урановом стержне встретится с ядром урана235 и произведет его деление. При этом выделятся опять два или три новых нейтрона.

Другой нейтрон испытает меньшее число столкновений с ядрами замедлителя и придет в другой урановый блок с какой-то средней скоростью. Такие нейтроны очень жадно поглощаются ядрами урана238. Новых нейтронов при этом возникать не будет.

Наконец, третий нейтрон может совсем выйти за пределы уранового котла, не задев ни одного уранового блока.

Как уже указывалось, цепной процесс может протекать, если хотя бы один из нейтронов деления произведет еще одно новое деление. В этом случае коэффициент размножения будет равен единице.

Изменяя величину коэффициента размножения, мы можем управлять процессом, то есть изменять мощность ядерного реактора. Управление котлом обычно производится с помощью стержня из кадмия или бористой стали (кадмий и бор очень жадно поглощают тепловые нейтроны). Такой стержень поглощает нейтроны на их пути между урановыми блоками, уменьшая число делений. Изменяя глубину погружения поглощающего стержня в реактор, можно тем самым изменять величину коэффициента размножения около значений, близких к единице.

Значение коэффициента размножения для случая цепного процесса с замедлителем необходимо несколько уточнить. Поскольку природный уран содержит большое количество тяжелого изотопа, то нужно учесть также ту долю нейтронов, которая выделится за счет деления урана238 быстрыми нейтронами. Таких делений будет немного, но каждое из них даст добавочных два или три нейтрона. Это значит, что из уранового блока будет вылетать уже больше быстрых нейтронов. В среднем вместо одного нейтрона за счет деления урана238 мы получим ? нейтронов, где ? есть величина, немного бoльшая единицы (обычно = 1,03).

Эти ? нейтронов будут терять свою энергию в замедлителе, и если они не успеют стать тепловыми до встречи с ядрами урана238, то последние могут их захватить: эти нейтроны потеряются. Обозначим долю нейтронов, избежавших такого захвата в уране238, через ?. Так как всегда некоторое число нейтронов захватится тяжелым изотопом, то, очевидно, величина ? будет меньше единицы. Таким образом, останется ?? свободных нейтронов. Эти нейтроны имеют скорость, близкую к тепловой, и поэтому могут весьма активно производить деление ядер урана235. Однако часть тепловых нейтронов поглощается замедлителем, регулирующими стержнями из кадмия или бористой стали или просто различными примесями. Обозначим через ? ту долю тепловых нейтронов, которая поглотится ядрами урана235 и произведет их деление; при этом появляется ? новых нейтронов. В результате всех процессов в реакторе каждый быстрый нейтрон будет давать в среднем K=???? вторичных нейтронов.

Произведение ?? всегда меньше единицы. Если в качестве замедлителя применяется тяжелая вода, то в случае природного урана ?? примерно равно 0,9. Если учесть, что ?=1,03 и ??1,33, то получим для ядерного реактора на тяжелой воде следующее максимальное значение для коэффициента размножения:

K= 1,03•0,9•1,33=1,22.

Для графитового реактора ?? примерно равно 0,79, и поэтому коэффициент размножения значительно меньше: K?1,07.

В работающем ядерном реакторе непрерывно происходит деление ядер урана235. Накапливающиеся в урановых блоках «осколки» деления также поглощают тепловые нейтроны, а это приводит к тому, что значение коэффициента размножения довольно быстро падает.

Чтобы избежать частой замены урановых блоков, в урановом котле с графитовым замедлителем выгоднее применять уран обогащенный — с содержанием 1–1,5 процента урана235.

Все приведенные значения коэффициентов размножения относятся к котлам неограниченных размеров. На самом деле величина коэффициента размножения несколько меньше, если учесть утечку нейтронов через наружную поверхность.

Для уменьшения выхода нейтронов за пределы реактора применяются отражатели. В качестве отражателя нейтронов может быть использован тот же графит. Нейтроны, сталкиваясь с ядрами углерода, частично отражаются обратно в так называемую активную зону реактора, где участвуют в цепном процессе.

Однако значительная часть нейтронов все же выходит наружу. Для защиты людей от очень вредного нейтронного и радиоактивного излучения ядерный реактор окружают толстой бетонной стеной толщиной 1,5–2,5 метра.