Цепные ядерные реакции

Возникновение вторичных нейтронов в процессе деления тяжелых ядер нейтронами позволяют осуществить процесс цепной реакции деления. Цепной процесс характерен тем, что в его основе лежит экзоэнергетическая реакция, возбуждаемая нейтроном, которая порождает вторичные нейтроны. Например

                     (3.9.5)

В этом случае появление нейтрона в делящейся среде вызывает цепь следующих друг за другом реакций деления, которая продолжается до обрыва вследствие потери нейтрона – носителя процесса. Основных причин потерь две: поглощение нейтрона ядром без испускания вторичных (например, радиационный захват) или уход нейтрона за пределы объема вещества (называемый активной зоной), в котором протекает цепной процесс деления. Если в результате реакции возникает более одного нейтрона (см. 3.9.5), которые в свою очередь вызывают деление, то такая реакция является разветвленной реакцией. Средняя длина пробега нейтрона от точки рождения до точки, в которой нейтрон производит деление, является макроскопической величиной. Поэтому цепная реакция деления является макроскопическим процессом. Каждый нейтрон, участвующий в цепном процессе, проходит цикл обращения: рождается в реакции деления, некоторое время существует в свободном состоянии, затем либо теряется, либо порождает новый акт деления и дает нейтроны следующего поколения. Нейтрону необходимо, хотя и малое, но конечное время для прохождения через цикл обращения. Среднее время τ, полученное усреднением по большому числу нейтронных циклов деления, называется временем нейтронного цикла или средним временем жизни нейтронов. Таким образом, цепной процесс деления можно представит как последовательность следующих друг за другом лавин или поколений, разделенных промежутком времени , которое называется временем жизни поколения нейтронов.

Отношение числа нейтронов последующего поколения к их числу в предшествующем поколении во всем объеме активной зоны называется коэффициентом размножения нейтронов . Если из  выделившихся нейтронов только доля  примет участие в дальнейшей реакции, то

                                          (3.9.6)

Величины  и  полностью определяют развитие цепного процесса во времени.

Если  > 1, то число нейтронов в активной зоне будет непрерывно увеличиваться и процесс цепной реакции, раз возникнув, будет сам собой развиваться во времени. Процесс с  > 1 носит название надкритического режима.

При  = 1 количество нейтронов в активной зоне и число происходящих в единицу времени делений не изменяются со временем и остаются постоянными. Такой режим носит название критического режима.

Наконец, если  < 1, то процесс размножения нейтронов затухает и называется соответственно подкритическим режимом.

Таким образом, для протекания самоподдерживаемой цепной реакции деления необходимо, чтобы  1.

 Величина  зависит от многих параметров: нуклидного состава активной зоны, ее формы и размера, от энергетического спектра нейтронов, вызывающих деление. Расчет величины  является сложной инженерно-физической задачей и требует знания огромного числа констант, определяющих протекание цепного процесса.

 Ядерная энергетика

Если < 1, то процесс будет затухающим и цепной реакции не будет. Если > 1, то процесс носит взрывообразный характер. Поэтому для осуществления равновесной самоподдерживающейся цепной реакции деления необходимо, чтобы  = 1. Именно такое условие создается в ядерных реакторах.

Относительно энергии используемых нейтронов, ядерные реакторы бывают двух типов: реакторы на медленных нейтронах и реакторы на быстрых нейтронах. Реакторы на медленных нейтронах в качестве горючего используют . Реакторы на быстрых нейтронах работают на .

На рисунке 3.6 приведена схема ядерного реактора на медленных нейтронах, а на рисунке 3.7 приведена схема активной зоны ядерного реактора.

Основная часть ядерного реактора – активная зона, где сосредоточено ядерное горючее, протекает цепная реакция деления и выделяется энергия. Активная зона имеет обычно цилиндрическую конфигурацию, объём её в зависимости от назначения и возможностей конструктивного воплощения – от долей литра до многих кубометров. Количество горючего, необходимое для поддержания управляемой цепной реакции, (критическая масса) – от сотен грамм до нескольких тонн. При загрузке ядерного реактора ядерное горючее превышает критическую массу на величину, соответствующую запасу на выгорание.

Ядерное горючее размещается, как правило, внутри тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ ов), количесво которых в активной зоне может достигать многих десятков тысяч. В конце срока службы (многие месяцы или годы) ТВЭЛ ы полностью или частично извлекаются и заменяются новыми.

Через активную зону прокачивается теплоноситель, который омывает ТВЭЛ ы и уносит выделяющееся в них тепло. Для того чтобы ограничить возможность распространения радиоактивности, используется двухконтурная система теплопередачи. В ней теплоноситель, циркулируя по замкнутому первичному контуру, отдаёт тепло для выработки пара во вторичный нерадиоактивный контур. В реакторах с жидкометаллическим натриевым теплоносителем для большей гарантии безопасности применяется трёхконтурная система теплопередачи.

В состав активной зоны ядерных реакторов на медленных нейтронах входит замедлитель – вещество с малым атомным весом, которое служит для снижения первоначальной энергии нейтронов деления (быстрых нейтронов) за счёт их упругого рассеяния. В активной зоне ядерных реакторов размещаются также подвижные стержни или кассеты с интенсивно поглощающим нейтроны веществом (В, Cd, Eu), предназначенные для регулирования цепной реакции деления (поддержания условия  = 1).

Активная зона окружена отражателем, снижающим утечку нейтронов наружу и соответственно позволяющим уменьшить величину критической массы. Материал отражателя обычно тот же самый замедлитель. Вокруг отражателя размещается радиационная биологическая защита, состоящая из бетона и др. материалов, предназначенная для снижения интенсивности излучения снаружи до допустимого уровня. Радиоактивный первичный контур теплоносителя также размещается внутри бетонной защиты.

В случае реактора-размножителя (бриддера) в отражателе помещается обеднённый или природный уран, где, как и в активной зоне, происходит накопление ²³⁹Рu.