Большая Советская Энциклопедия (ЯД)

Условие (1) определяет размеры Я. р. Например, для Я. р. из естественного урана и графита n = 2,4. e » 1,03, eju » 0,44, откуда К_yen =1,08. Это означает, что для К_yen> 1 необходимо Р<0,93, что соответствует (как показывает теория Я. р.) размерам активной зоны Я. р. ~ 5—10 м. Объём современного энергетического Я. р. достигает сотен м³ и определяется главным образом возможностями теплосъёма, а не условиями критичности. Объём активной зоны Я. р. в критическом состоянии называется критическим объёмом Я. р., а масса делящегося вещества — критической массой. Наименьшей критической массой обладают Я. р. с топливом в виде растворов солей чистых делящихся изотопов в воде и с водяным отражателем нейтронов. Для ²³⁵ U эта масса равна 0,8 кг , для ^239Pu — 0,5 кг. Наименьшей критической массой обладает ²⁵¹ Cf (теоретически 10 г). Критические параметры графитового Я. р. с естественным ураном: масса урана 45 т , объём графита 450 м³ . Для уменьшения утечки нейтронов активной зоне придают сферическую или близкую к сферической форму, например цилиндр с высотой порядка диаметра или куб (наименьшее отношение поверхности к объёму).

Величина n известна для тепловых нейтронов с точностью 0,3% (табл. 1). При увеличении энергии x_n нейтрона, вызвавшего деление, n растет по закону: n = n_t + 0,15x_n (x_n в Мэв ), где n_t соответствует делению тепловыми нейтронами.

Табл. 1. — Величины n и h) для тепловых нейтронов (по данным на 1977)

^233 U	^235 U	^239 Pu	^241 Pu
n 2,479	2,416	2,862	2,924
h 2,283	2,071	2,106	2,155

Величина (e—1) обычно составляет лишь несколько %, тем не менее роль размножения на быстрых нейтронах существенна, поскольку для больших Я. р. (К_yen — 1) << 1 (графитовые Я. р. с естественным ураном, в которых впервые была осуществлена цепная реакция, невозможно было бы создать, если бы не существовало деления на быстрых нейтронах).

Максимально возможное значение J достигается в Я. р., который содержит только делящиеся ядра. Энергетические Я. р. используют слабо обогащенный уран (концентрация ²³⁵ U ~ 3—5%), и ядра ²³⁸ U поглощают заметную часть нейтронов. Так, для естественной смеси изотопов урана максимальное значение nJ = 1,32. Поглощение нейтронов в замедлителе и конструкционных материалах обычно не превосходит 5—20% от поглощения всеми изотопами ядерного топлива. Из замедлителей наименьшим поглощением нейтронов обладает тяжёлая вода, из конструкционных материалов — Al и Zr.

Вероятность резонансного захвата нейтронов ядрами ²³⁸ U в процессе замедления (1—j) существенно снижается в гетерогенных Я. р. Уменьшение (1 — j) связано с тем, что число нейтронов с энергией, близкой к резонансной, резко уменьшается внутри блока топлива и в резонансном поглощении участвует только внешний слой блока. Гетерогенная структура Я. р. позволяет осуществить цепной процесс на естественном уране. Она уменьшает величину О, однако этот проигрыш в реактивности существенно меньше, чем выигрыш из-за уменьшения резонансного поглощения.

Для расчёта тепловых Я. р. необходимо определить спектр тепловых нейтронов. Если поглощение нейтронов очень слабое и нейтрон успевает много раз столкнуться с ядрами замедлителя до поглощения, то между замедляющей средой и нейтронным газом устанавливается термодинамическое равновесие (термализация нейтронов), и спектр тепловых нейтронов описывается Максвелла распределением . В действительности поглощение нейтронов в активной зоне Я. р. достаточно велико. Это приводит к отклонению от распределения Максвелла — средняя энергия нейтронов больше средней энергии молекул среды. На процесс термализации влияют движения ядер, химические связи атомов и др.

Выгорание и воспроизводство ядерного топлива . В процессе работы Я. р. происходит изменение состава топлива, связанное с накоплением в нём осколков деления (см. Ядра атомного деление ) и с образованием трансурановых элементов , главным образом изотопов Pu. Влияние осколков деления на реактивность Я. р. называется отравлением (для радиоактивных осколков) и зашлаковыванием (для стабильных). Отравление обусловлено главным образом ¹³⁵ Xe который обладает наибольшим сечением поглощения нейтронов (2,6·10⁶барн ). Период его полураспада T_1/2 = 9,2 ч, выход при делении составляет 6—7%. Основная часть ¹³⁵ Xe образуется в результате распада ¹³⁵ ] (Тц = 6,8 ч ). При отравлении Кэф изменяется на 1—3%. Большое сечение поглощения ¹³⁵ Xe и наличие промежуточного изотопа ¹³⁵ I приводят к двум важным явлениям: 1) к увеличению концентрации ¹³⁵ Xe и, следовательно, к уменьшению реактивности Я. р. после его остановки или снижения мощности («йодная яма»). Это вынуждает иметь дополнительный запас реактивности в органах регулирования либо делает невозможным кратковременные остановки и колебания мощности. Глубина и продолжительность йодной ямы зависят от потока нейтронов Ф: при Ф = 5·10¹³ нейтрон/см² x сек продолжительность йодной ямы ~ 30 ч , а глубина в 2 раза превосходит стационарное изменение К_эф , вызванное отравлением ¹³⁵ Xe. 2) Из-за отравления могут происходить пространственно-временные колебания нейтронного потока Ф, а значит — и мощности Я. р. Эти колебания возникают при Ф> 10¹³ нейтронов/см² x сек и больших размерах Я. р. Периоды колебаний ~ 10 ч.

Число различных стабильных осколков, возникающих при делении ядер, велико. Различают осколки с большими и малыми сечениями поглощения по сравнению с сечением поглощения делящегося изотопа. Концентрация первых достигает насыщения в течение нескольких первых суток работы Я. р. (главным образом ¹⁴⁹ Sm, изменяющий К_эф на 1%). Концентрация вторых и вносимая ими отрицательная реактивность возрастают линейно во времени.

Образование трансурановых элементов в Я. р. происходит по схемам:

Здесь з означает захват нейтрона, число под стрелкой — период полураспада.

Накопление ²³⁹ Pu (ядерного горючего) в начале работы Я. р. происходит линейно во времени, причём тем быстрее (при фиксированном выгорании ²³⁵ U), чем меньше обогащение урана. Затем концентрация ^239Pu стремится к постоянной величине, которая не зависит от степени обогащения, а определяется отношением сечений захвата нейтронов ²³⁸ U и ²³⁹ Pu. Характерное время установления равновесной концентрации ^239Pu ~ 3/ Ф лет (Ф в ед. 10¹³ нейтронов/см² xсек). Изотопы ²⁴⁰ Pu, ²⁴¹ Pu достигают равновесной концентрации только при повторном сжигании горючего в Я. р. после регенерации ядерного топлива.

Выгорание ядерного топлива характеризуют суммарной энергией, выделившейся в Я. р. на 1 т топлива. Для Я. р., работающих на естественном уране, максимальное выгорание ~ 10 Гвт xсут/т (тяжело-водные Я. р.). В Я. р. со слабо обогащенным ураном (2—3% ²³⁵ U ) достигается выгорание ~ 20—30 Гвт-сут/т. В Я. р. на быстрых нейтронах — до 100 Гвт-сут/т. Выгорание 1 Гвт-сут/т соответствует сгоранию 0,1% ядерного топлива.

При выгорании ядерного топлива реактивность Я. р. уменьшается (в Я. р. на естественном уране при малых выгораниях происходит некоторый рост реактивности). Замена выгоревшего топлива может производиться сразу из всей активной зоны или постепенно по ТВЭЛ'ам так, чтобы в активной зоне находились ТВЭЛ'ы всех возрастов — режим непрерывной перегрузки (возможны промежуточные варианты). В первом случае Я. р. со свежим топливом имеет избыточную реактивность, которую необходимо компенсировать. Во втором случае такая компенсация нужна только при первоначально с запуске, до выхода в режим непрерывной перегрузки. Непрерывная перегрузка позволяет увеличить глубину выгорания, поскольку реактивность Я. р. определяется средними концентрациями делящихся нуклидов (выгружаются ТВЭЛ'ы с минимальной концентрацией делящихся нуклидов). В табл. 2 приведён состав извлекаемого ядерного топлива (в кг ) в водо-водяном реакторе мощностью 3 Гвт. Выгружается одновременно вся активная зона после работы Я. р. в течение 3 лет и «выдержки» 3 лет (Ф = 3x10¹³ нейтрон/см² xсек). Начальный состав: ²³⁸ U — 77350, ²³⁵ U — 2630, ²³⁴ U — 20.

Табл. 2. — Состав выгружаемого топлива, кг

^238 U 75400	^235 U 640	^239 Tu 420	^236 U 360	^240 Pu 170
^241 Pu 70	^237 Np 39	^212 Pu 30	^238 Pu 14	^241 Am 13
^231 U 10	^243 Am 8	^244 Cm 2	Более тяжёлые изотопы 0,2	Осколки 2821 (в т. ч. отделения ^235 U—1585)