Вважають, запозичений у найбільших підводних човнів. Докладні відомості їх конструкції також не були опубліковані.
Крім сша, атомні підводні човни є у великобританії, франції, росії, китаю та індії. У кожному випадку конструкція не розголошувалася, але вважається, що всі вони дуже схожі — це є наслідком однакових вимог до їх технічним характеристикам. Росія також володіє невеликим флотом на яких встановлювалися такі ж реактори, як і на радянських субмаринах.
Промислові установки
Для цілей виробництва використовується ядерний реактор, принцип роботи якого полягає у високій продуктивності при низькому рівні виробництва енергії. Це обумовлено тим, що тривале перебування плутонію в активній зоні призводить до накопичення небажаного 240 pu.
Виробництво тритію
В даний час основним матеріалом, одержуваним за допомогою таких систем, є тритій (3 h або t) — заряд для плутоній-239 має тривалий період напіврозпаду, рівний 24100 років, тому країни з арсеналами ядерної зброї, що використовують цей елемент, як правило, мають його більше, ніж необхідно. На відміну від 239 pu, період напіврозпаду тритію становить приблизно 12 років. Таким чином, щоб підтримувати необхідні запаси, цей радіоактивний ізотоп водню повинен проводитися безперервно. У сша в саванна-рівер (штат південна кароліна), наприклад, працює кілька реакторів на важкій воді, які виробляють тритій.
Плавучі енергоблоки
Створені ядерні реактори, здатні забезпечити електроенергією і паровим опаленням віддалені ізольовані райони. У росії, наприклад, знайшли застосування невеликі енергетичні установки, спеціально призначені для обслуговування арктичних населених пунктів. У китаї 10-мвт установка htr-10 постачає теплом і електроенергією дослідницький інститут, в якому вона знаходиться. Розробки невеликих автоматично керованих реакторів з аналогічними можливостями ведуться в швеції і канаді. У період з 1960 по 1972 рік армія сша використовувала компактні водяні реактори для забезпечення віддалених баз в гренландії та антарктиці. Вони були замінені мазутними електростанціями.
Підкорення космосу
Крім того, були розроблені реактори для енергопостачання і пересування в космічному просторі. У період з 1967 по 1988 рік радянський союз встановлював невеликі ядерні установки на супутники серії «космос» для живлення обладнання та телеметрії, але ця політика стала мішенню для критики. Принаймні один з таких супутників увійшов в атмосферу землі, в результаті чого радіоактивному забрудненню піддалися віддалені райони канади. Сполучені штати запустили тільки один супутник з ядерним реактором в 1965 році. Однак проекти щодо їх застосування в далеких космічних польотах, пілотованих дослідженнях інших планет або на постійній місячній базі продовжують розроблятися. Це обов’язково буде газоохолоджуваний або рідкометалічний ядерний реактор, фізичні принципи роботи якого забезпечать максимально високу температуру, необхідну для мінімізації розміру радіатора. Крім того, реактор для космічної техніки повинен бути максимально компактним, щоб звести до мінімуму кількість матеріалу, використовуваного для екранування, і для зменшення ваги під час старту і космічного польоту. Запас палива забезпечить роботу реактора на весь період космічного польоту.
Ядерний реактор-пристрій, в якому здійснюється керована ланцюгова ядерна реакція, що супроводжується виділенням енергії.
Історія
Самопідтримувана керована ланцюгова реакція поділу ядер (коротко — ланцюгова реакція) була вперше здійснена в грудні 1942 р група фізиків чиказького університету , очолювана е .фермі , побудувала перший в світі ядерний реактор, названий ср-1. Він складався з графітових блоків, між якими були розташовані кулі з природного урану і його двоокису. Швидкі нейтрони, що з’являються після поділу ядер 235u, сповільнювалися графітом до теплових енергій, а потім викликали нові ділення ядер. Реактори, подібні ср-1, в яких основна частка поділів відбувається під дією теплових нейтронів, називають реакторами на теплових нейтронах. До їх складу входить дуже багато сповільнювача в порівнянні з ураном.
В срср теоретичні та експериментальні дослідження особливостей пуску, роботи і контролю реакторів були проведені групою фізиків і інженерів під керівництвом академіка і .в. Курчатова. Перший радянський реактор ф — 1 виведений в критичний стан 25 грудня 1946 р реактор ф-1 набраний з графітових блоків і має форму кулі діаметром приблизно 7,5 м.у центральній частині кулі діаметром 6 м по отворах в графітових блоках розміщені уранові стрижні. Результати досліджень на реакторі ф — 1 стали основою проектів більш складних за конструкцією промислових реакторів. У 1949 р.введено в дію реактор з виробництва плутонію, а 27 червня 1954 р. Вступила в дію перша в світі атомна електростанція електричною потужністю 5 мвт в м. Обнінську.
Пристрій і принцип роботи
Механізм енерговиділення
Перетворення речовини супроводжується виділенням вільної енергії лише в тому випадку, якщо речовина володіє запасом енергій. Останнє означає, що мікрочастинки речовини знаходяться в стані з енергією спокою більшою, ніж в іншому можливому, перехід в яке існує. Мимовільному переходу завжди перешкоджає енергетичний бар’єр, для подолання якого мікрочастинка повинна отримати ззовні якусь кількість енергії-енергії збудження. Екзоенергетична реакція полягає в тому, що в наступному за збудженням перетворенні виділяється енергії більше, ніж потрібно для збудження процесу. Існують два способи подолання енергетичного бар’єру: або за рахунок кінетичної енергії зіштовхуються частинок, або за рахунок енергії зв’язку приєднується частинки.
Якщо мати на увазі макроскопічні масштаби енерговиділення, то необхідну для збудження реакцій кінетичну енергію повинні мати всі або спочатку хоча б деяка частка частинок речовини. Це досяжно тільки при підвищенні температури середовища до величини, при якій енергія теплового руху наближається до величини енергетичного порогу, що обмежує перебіг процесу. У разі молекулярних перетворень, тобто хімічних реакцій, таке підвищення зазвичай становить сотні градусів кельвіна, в разі ж ядерних реакцій — це мінімум 107°к через дуже великої висоти кулонівських бар’єрів зіштовхуються ядер. Теплове збудження ядерних реакцій здійснено на практиці тільки при синтезі найлегших ядер, у яких кулонівські бар’єри мінімальні (термоядерний синтез). Збудження приєднуються частинками не вимагає великої кінетичної енергії, і, отже, не залежить від температури середовища, оскільки відбувається за рахунок невикористаних зв’язків, властивих частинкам сил тяжіння. Але зате для збудження реакцій необхідні самі частинки. І якщо знову мати на увазі не окремий акт реакції, а отримання енергії в макроскопічних масштабах, то це можливо лише при виникненні ланцюгової реакції. Остання ж виникає, коли збуджуючі реакцію частинки знову з’являються як продукти екзоенергетичної реакції.
Схематичний пристрій гетерогенного реактора на теплових нейтронах1-керуючий стрижень; 2 — біологічний захист; 3 — тепловий захист; 4 — сповільнювач; 5 — ядерне паливо; 6-теплоносій.
Схематичний пристрій гетерогенного реактора на теплових нейтронах
Керуючий стрижень;
Біологічний захист;
Тепловий захист;
Сповільнювач;
Ядерне паливо;
Теплоносій.
Конструкція
Будь-який ядерний реактор складається з наступних частин:
Активна зона з ядерним паливом і сповільнювачем;
Відбивач нейтронів, що оточує активну зону;
Теплоносій;
Система регулювання ланцюгової реакції, в тому числі аварійний захист
Радіаційний захист
Система дистанційного керування
Основна характеристика реактора — його вихідна потужність. Потужність в 1 мвт відповідає ланцюгової реакції, при якій відбувається 3·1016 поділів в 1 сек.
Фізичні принципи роботи
Поточний стан ядерного реактора можна охарактеризувати ефективним коефіцієнтом розмноження нейтронів k або реактивністю ρ, які пов’язані наступним співвідношенням:
Для цих величин характерні наступні значення:
K>1 — ланцюгова реакція наростає в часі, реактор знаходиться в надкритичном стані, його реактивність ρ>0;
K<1 — реакція згасає, реактор — подкритичен, ρ<0;
K = 1, ρ = 0 — число поділів ядер постійно, реактор знаходиться в стабільному критичному стані.
Умова критичності ядерного реактора:
Ω є частка повного числа утворюються в реакторі нейтронів, поглинених в активній зоні реактора, або ймовірність уникнути нейтрону витоку з кінцевого обсягу.
K 0 — коефіцієнт розмноження нейтронів в активній зоні нескінченно великих розмірів.
Обіг коефіцієнта розмноження в одиницю досягається збалансуванням розмноження нейтронів з їх втратами. Причин втрат фактично дві: захоплення без поділу і витік нейтронів за межі розмножуючого середовища.
Очевидно, що k ≪ k0, оскільки в кінцевому обсязі внаслідок витоку втрати нейтронів обов’язково більше, ніж в нескінченному. Тому, якщо в речовині даного складу k0<1, то ланцюгова самоподдерживающаяся реакція неможлива як в нескінченному, так і в будь-якому кінцевому обсязі. Використання теплових нейтронів;
Η — вихід нейтронів на одне поглинання.
Обсяги сучасних енергетичних реакторів можуть досягати сотень м 3 і визначаються головним чином не умовами критичності, а можливостями теплос’ема.
Критичний обсяг ядерного реактора-обсяг активної зони реактора в критичному стані. Критична маса-маса речовини, що ділиться реактора, що знаходиться в критичному стані.
Найменшою критичною масою володіють реактори, в яких паливом служать водні розчини солей чистих діляться ізотопів з водяним відбивачем нейтронів. Для 235 u ця маса дорівнює 0,8 кг, для 239 pu — 0,5 кг. Теоретично, найменшою критичною масою має 251 cf, для якого ця величина складає всього 10 р.
З метою зменшення витоку нейтронів, активній зоні надають сферичну або близьку до сферичної форму, наприклад короткого циліндра або куба, так як ці фігури мають найменшим відношенням площі поверхні до об’єму.
Незважаючи на те, що величина (e — 1) зазвичай невелика, роль розмноження на швидких нейтронах досить велика, оскільки для великих ядерних реакторів (к∞ — 1)<<1. Без цього процесу було б неможливим створення перших графітових реакторів на природному урані.
Для початку ланцюгової реакції зазвичай достатньо нейтронів, що народжуються при спонтанному поділі ядер урану. Можливе також використання зовнішнього джерела нейтронів для запуску реактора, наприклад, суміші ra і be, 252 cf або інших речовин.
Йодна яма
Йодна яма — стан ядерного реактора після його виключення, що характеризується накопиченням короткоживучого ізотопу ксенону (135 xe). Цей процес призводить до тимчасової появи значної негативної реактивності, що, в свою чергу, унеможливлює виведення реактора на проектну потужність протягом певного періоду (близько 1-2 діб).
Класифікація
За характером використання
За характером використання ядерні реактори поділяються на:
Експериментальні реактори, призначені для вивчення різних фізичних величин, значення яких необхідно для проектування і експлуатації ядерних реакторів; потужність таких реакторів не перевищує кілька квт;
Дослідницькі реактори, в яких потоки нейтронів і γ-квантів, створювані в активній зоні, використовуються для досліджень в області ядерної фізики, фізики твердого тіла, радіаційної хімії, біології, для випробування матеріалів, призначених для роботи в інтенсивних нейтронних потоках (в т.ч. Деталей ядерних реакторів), для виробництва ізотопів. Потужність дослідницьких реакторів не перевищує 100 мвт; енергія, що виділяється, як правило, не використовується.
Ізотопні (збройові, промислові) реактори, що використовуються для напрацювання ізотопів, що використовуються в ядерних озброєннях, наприклад 239pu.
Енергетичні реактори, призначені для отримання електричної та теплової енергії, використовуваної в енергетиці, при опрісненні води, для приводу силових установок кораблів і т.д.; теплова потужність сучасного енергетичного реактора досягає 3-5 гвт.
За спектром нейтронів
Реактор на теплових нейтронах («тепловий реактор»)
Реактор на швидких нейтронах («швидкий реактор»)
Реактор на проміжних нейтронах
Щодо розміщення палива
Гетерогенні реактори, де паливо розміщується в активній зоні дискретно у вигляді блоків, між якими знаходиться сповільнювач;
Гомогенні реактори, де паливо і сповільнювач представляють однорідну суміш (гомогенну систему).
Блоки ядерного палива в гетерогенному реакторі називаються тепловиділяючими елементами (твел’ами), які розміщуються в активній зоні у вузлах правильної решітки, утворюючи осередки.
За видом палива
За ступенем збагачення:
Природний уран
Слабо збагачений уран
Чистий ділиться ізотоп
За хімічним складом:
Металевий u
Uo 2 (діоксид урану)
Uc (карбід урану) і т. Д.
По виду теплоносія
H 2 o (вода, див. Водо-водяний реактор)
Газ, (див. Графіто-газовий реактор)
Реактор з органічним теплоносієм
Реактор з рідкометалічним теплоносієм
Реактор на розплавах солей
За родом сповільнювача
З (графіт, см. Графіто-газовий реактор, графіто-водний реактор)
H 2 o (вода, см. Легководний реактор, водо-водяний реактор, ввер)
D 2 o (важка вода, див. Тяжеловодный ядерний реактор, candu)
Гідриди металів
Без сповільнювача
По конструкції
Корпусні реактори
Канальні реактори
За способом генерації пари
Реактор з зовнішнім парогенератором
Киплячий реактор
На початку xxi століття найбільш поширені гетерогенні ядерні реактори на теплових нейтронах з уповільнювачами — h 2 o, с, d 2 o і теплоносіями — h 2 o, газ, d 2 o, наприклад, водо-водяні ввер, канальні рбмк.
Перспективними є також швидкі реактори. Паливом в них служить 238u, що дозволяє в десятки разів поліпшити використання ядерного палива в порівнянні з тепловими реакторами, це істотно збільшує ресурси ядерної енергетики.
Матеріали реакторів
Матеріали, з яких будують реактори, працюють при високій температурі в полі нейтронів, γ-квантів і осколків поділу. Тому для реакторобудування придатні не всі матеріали, що застосовуються в інших галузях техніки. При виборі реакторних матеріалів враховують їх радіаційну стійкість, хімічну інертність, перетин поглинання та інші властивості.
Оболонки твелів, канали, сповільнювачі (відбивачі) виготовляють з матеріалів з невеликими перетинами поглинання. Застосування матеріалів, слабо поглинаючих нейтрони, знижує непродуктивний витрата нейтронів, зменшує завантаження ядерного палива і збільшує коефіцієнт відтворення кв. Для поглинаючих стрижнів, навпаки, придатні матеріали з великим перетином поглинання. Це значно скорочує кількість стрижнів, необхідних для управління реактором.
Швидкі нейтрони, γ-кванти і осколки поділу пошкоджують структуру речовини. Так, в твердій речовині швидкі нейтрони вибивають атоми з кристалічної решітки або зрушують їх з місця. Внаслідок цього погіршуються пластичні властивості і теплопровідність матеріалів. Складні молекули під дією випромінювання розпадаються на більш прості молекули або складові атоми. Наприклад, вода розкладається на кисень і водень. Це явище відоме під назвою радіолізу води.
Радіаційна нестійкість матеріалів менше позначається при високих температурах. Рухливість атомів стає настільки великою, що ймовірність повернення вибитих з кристалічної решітки атомів на своє місце або рекомбінація водню і кисню в молекулу води помітно збільшується. Так, радіоліз води несуттєвий в енергетичних некиплячих реакторах (наприклад, ввер), в той час як в потужних дослідницьких реакторах виділяється значна кількість гримучої суміші. У реакторах є спеціальні системи для її спалювання.
Реакторні матеріали контактують між собою (оболонка твела з теплоносієм і ядерним паливом, тепловиділяючі касети — з теплоносієм і сповільнювачем і т.д.). Природно, що контактуючі матеріали повинні бути хімічно інертними (сумісними). Прикладом несумісності служать уран і гаряча вода, що вступають в хімічну реакцію.
У більшості матеріалів міцнісні властивості різко погіршуються зі збільшенням температури. В енергетичних реакторах конструкційні матеріали працюють при високих температурах. Це обмежує вибір конструкційних матеріалів, особливо для тих деталей енергетичного реактора, які повинні витримувати високий тиск.
Вигорання і відтворення ядерного палива
В процесі роботи ядерного реактора через накопичення в паливі осколків поділу змінюється його ізотопний і хімічний склад, відбувається утворення трансуранових елементів, головним чином ізотопів pu. Вплив осколків поділу на реактивність ядерного реактора називається отруєнням (для радіоактивних осколків) і зашлакуванням (для стабільних ізотопів).
Основна причина отруєння реактора — 135 xe, що володіє найбільшим перетином поглинання нейтронів (2,6·106 барн). Період напіврозпаду 135 xe t½ = 9,2 год; вихід при розподілі становить 6-7%. Основна частина 135xe утворюється в результаті розпаду 135 i (t½ = 6,8 год). При отруєнні кеф змінюється на 1-3%. Великий перетин поглинання 135 xe і наявність проміжного ізотопу 135 i призводять до двох важливих явищ:
До збільшення концентрації 135 xe і, отже, до зменшення реактивності реактора після його зупинки або зниження потужності («йодна яма»), що унеможливлює короткочасні зупинки і коливання вихідної потужності. Даний ефект долається введенням запасу реактивності в органах регулювання. Глибина і тривалість йодної ями залежать від потоку нейтронів ф: при ф = 5·1018 нейтрон/(см 2 ·сек) тривалість йодної ями 30 год, а глибина в 2 рази перевершує стаціонарне зміна кеф, викликане отруєнням 135 xe.
Через отруєння можуть відбуватися просторово-часові коливання нейтронного потоку ф, а, отже, і потужності реактора. Ці коливання виникають при ф>1018 нейтронів/(см 2 ·сек) і великих розмірах реактора. Періоди коливань 10 год.
