Принцип работы атомного реактора¶

Атомный реактор (атомный реактор — ядерный реактор) — устройство, в котором контролируемая цепная реакция деления ядерных топливных атолов, сопровождающаяся выделением энергии, используется для производства тепла или нейтронов. Реактор относится к классу ядерных установок и является основным элементом атомных электростанций, атомных ледоколов, исследовательских и транспортных ядерных установок.

¶Основа работы: цепная реакция деления

В основе работы реактора лежит реакция деления ядра. При попадании нейтрона в ядро тяжёлого элемента (обычно урана-235 или плутония-239) ядро становится нестабильным и распадается на два более лёгких осколка, одновременно испуская 2—3 новых нейтрона и выделяя около 200 МэВ энергии на одно деление. Выпущенные нейтроны, в свою очередь, могут вызвать деление соседних ядер, а те — следующих, и так далее. Если в среднем каждый акт деления порождает ровно один нейтрон, способный продолжить цепь, реакция становится самоподдерживающейся (критической). Именно критическое состояние поддерживается в работающем реакторе.

Для поддержания управляемой цепной реакции необходимо соблюдать баланс: часть нейтронов должна выводиться из цепи (поглощаться), чтобы реакция не разрасталась. Соотношение нейтронов в соседних поколениях описывается коэффициентом размножения k. При k = 1 реакция критическая, при k > 1 — разгонная, при k < 1 — затухающая.

¶Основные компоненты реактора

Конструктивно реактор состоит из нескольких ключевых систем:

• Топливо — обогащённый уран (обычно 3—5 % урана-235) в виде таблеток из диоксида урана, уложенных в герметичные трубки-оболочки из циркониевого сплава. Сборки из таких трубок формируют активную зону.
• Замедлитель — вещество, замедляющее быстрые нейтроны деления до тепловых (медленных) значений, при которых вероятность деления урана-235 значительно выше. В большинстве энергетических реакторов в качестве замедлителя используется обычная вода, в некоторых — тяжёлая вода или графит.
• Охлаждающая жидкость (теплоноситель) — вещество, отводящее тепло из активной зоны. Водо-водяные реакторы используют обычную воду одновременно как замедлитель и теплоноситель; в газоохлаждаемых установках применяется углекислый газ или гелий.
• Стержни управления — стержни из материалов, сильно поглощающих нейтроны (бор, кадмий, гафний). Их погружение в активную зону уменьшает число нейтронов и тормозит реакцию; извлечение — ускоряет. Это основной орган регулирования мощности.
• Биологическая защита — массивные стенки из бетона, свинца и воды, задерживающие нейтроны и гамма-излучение.
• Корпус — прочная оболочка, содержащая активную зону и теплоноситель под давлением.

¶Типы реакторов

По типу замедлителя и теплоносителя энергетические реакторы делятся на несколько основных семейств:

В России основу атомной энергетики составляют реакторы ВВЭР, серийно строящиеся с 1970-х годов, и быстрые нейтронные реакторы БН, включая БН-800 на Белоярской АЭС — первый в мире энергоблок с натриевым охлаждением, выведенный на проектную мощность в 2016 году.

¶Как протекает управление реакцией

Мощность реактора регулируется положением стержней управления и концентрацией бора в теплоносителе (в ВВЭР — так называемая химическая компенсация реактивности). При повышении мощности растёт температура топлива и теплоносителя, что самоограничивает реакцию за счёт отрицательного температурного коэффициента реактивности — расширение воды уменьшает её плотность, замедление нейтронов ухудшается, деление замедляется. Это свойство обеспечивает пассивную безопасность.

Для остановки реактора (аварийный останов, «АЗ») стержни управления полностью вводятся в активную зону за считанные секунды, прекращая цепную реакцию. Однако после останова продолжается выделение тепла распада (около 6—7 % от номинальной мощности сразу после останова), поэтому система аварийного охлаждения должна работать ещё длительное время.

¶Применение

Помимо энергетики, реакторы применяются для научных исследований (исследовательские каналы с высоким нейтронным потоком), производства изотопов для медицины и промышленности, получения плутония, а также в качестве двигателей атомных ледоколов и подводных лодок. В России атомные ледоколы проектов «Арктика» и «Лидер» оснащены реакторами РИТМ-200 и РИТМ-400, обеспечивающими мощность до 60 МВт на каждый вал.

¶История

Первый в мире атомный реактор — «Чикагская дуга-1» (Chicago Pile-1) — был собран под руководством Энрико Ферми 2 декабря 1942 года в Чикагском университете. Это была установка из графита и оксида урана, в которой впервые была достигнута критическая цепная реакция. В СССР первый реактор Ф-1 запущен 25 декабря 1946 года под руководством Игоря Курчатова. Первая в мире АЭС с энергетическим реактором — Обнинская АЭС — начала работу 27 июня 1954 года.

¶Источники

• Анохин В. И. «Атомные электростанции». — М.: Издательство МЭИ, 2008.
• Доллежаль Н. А. «Эволюция реакторов ВВЭР». — М.: Госатомиздат.
• Справочник по ядерной физике и технологии. — Томск: Издательство ТПИ.
• Официальные материалы Госкорпорации «Росатом».