5.1. Принцип действия ядерного реактора

Основой АЭС является ядерный реактор, где в качестве горючего используется уран. Природный уран представляет собой смесь трех изотопов: U-238-99,2 %, U-235 — 0,71 %, U-234 — 0,006 % (это металл серого цвета).

Известно, что при облучении урана нейтронами может произойти один из трех вариантов в зависимости от энергии нейтрона и типа ядерного горючего:

• нейтрон поглощается ядром атома, и оно испускает гамма-квант;

• нейтрон проскакивает ядро без последствий;

• нейтрон вызывает распад ядра на два осколка с выбро­сом нескольких нейтронов, гамма-квантов, других видов из­лучений с общей энергией примерно 200 МэВ.

Нас интересует только третий случай. Данную энергию можно использовать в ядерном реакторе. Но U-238 может де­литься только нейтронами с энергией более 1 МэВ, a U-235 может делиться только тепловыми нейтронами. Очевидно, что в ядерном реакторе целесообразно в качестве горючего использовать U-235, а технически получить тепловые ней­троны с необходимой энергией — задача достаточно простая. Однако для обеспечения цепной ядерной реакции необхо­димо, чтобы масса U-235 была достаточной. Для этого кон­центрацию U-235 в природном уране повышают до 2—3 %. Для нормальной работы реактора, с одной стороны, требу­ется, чтобы цепная ядерная реакция поддерживалась, а с другой — требуется исключить ядерный взрыв.

Чтобы не было ядерного взрыва, необходимо получать после каждого цикла деления только один нейтрон, кото­рый продолжал бы процесс деления. Остальные нейтроны должны быть или поглощены или уйти из активной зоны. Часть нейтронов поглощается U-238, превращаясь в Pu-239, a часть нейтронов может быть поглощена графитом, бором или другим веществом. Итак, ядерным топливом является U-235.

В странах СНГ используют реакторы двух видов: кипя­щего типа (РБМК-1000) и водо-водяной энергетический (ВВЭР-440, ВВЭР-1000).

В реакторе кипящего типа вода превращается в пар не­посредственно в активной зоне и далее следует на турбину.

В водо-водяном реакторе имеются два контура. В первом контуре вода находится под высоким давлением, что не поз­воляет ей превратиться в пар. Теплая вода поступает в паро­генератор, где преобразуется в пар, который затем приводит турбину в движение.

Каждый из названных типов реакторов имеет свои до­стоинства и недостатки.

Водо-водяные реакторы более надежные, но дорогосто­ящие.

Канальные реакторы не имеют трудоемкого в изготовле­нии прочного корпуса, а также сложного и дорогостоящего парогенератора. Они позволяют производить перезагрузку топлива без остановки реактора, при этом можно использо­вать менее обогащенное ядерное топливо.

Вместе с тем данные реакторы обладают и недостатками. В частности, возможностью повышенной реактивности при нарушении циркуляции теплоносителя через активную зо­ну. Это требует более высокой квалификации обслуживаю­щего персонала, предосторожности при эксплуатации реак­тора.

Ввиду больших габаритов реактора значительное коли­чество тепловой энергии аккумулируется в графитной клад­ке и металлоконструкциях, что замедляет спад тепловой мощности реактора после срабатывания аварийной защиты. Наличие большого парового объема в контуре охлаждения существенно замедляет темп падения давления теплоноси­теля при аварийном разрыве трубопровода.

Рассмотрим принцип действия ядерного реактора РБМК (рис. 4.1). Он представляет собой цилиндр высотой 7 м и диаметром 14 м. Размещается реактор в бетонной шах­те размером 21x21 м и высотой 25 м. В качестве замедлителей нейтронов используется графитовая кладка цилиндрической формы. В ней имеются вертикальные отверстия, в которые устанавливаются технологические каналы. В каждом канале размещается кассета с двумя тепловыделяющимися сборка­ми, в сборке находятся до 18 твэлов (топливных элементов).

Один твэл — это таблетка спекшегося диоксида урана массой 20 г.

Теплоносителем служит обессоленная вода, которая поднимается снизу вверх к каждому технологическому ка­налу. Омывая твэлы, вода нагревается и частично испаряет­ся. Отвод кипящей воды производится в сепараторы, где от нее отделяется пар, очищается от радиоактивных продуктов и подается на турбину. Конденсат отработанного в турбине пара через сепаратор вновь возвращается в реактор. Темпе­ратура на выходе из реактора 280 °С.

Как видно из схемы (см. рис. 4.1), в состав активной зо­ны реактора включены также стержни управления. Если стержни утоплены, реактор "заглушён", то цепная реакция прекращается. Чтобы реактор начал работать, надо поднять стержни. Для исключения случайного перегрева активной зоны существует система автоматики, которая позволяет ре­гулировать тепловой режим.