Медленных нейтронов

Несмотря на то что энергетические запасы первичного топлива (урана-235) в мире примерно равны суммарным запасам органического топлива, возникает необходимость получения вторичного ядерного топлива, для чего используют природный уран. Для этого применяют специальные реакторы на быстрых нейтронах (РБН), основным топливом в которых является <ц9Ри, выделенный на радиохимических комбинатах из отработанного топлива реакторов на медленных нейтронах. При делении ядер плутония образуется в 1,5 раза больше нейтронов, чем при делении урана-235, поэтому часть нейтронов используют для превращения gfU и эо2Тп во вторичное ядерное топливо. При этом количество атомов вновь образовавшихся м9 Ри и 923U превышает количество атомов израсходованного горючего, т. е. коэффициент воспроизводства горючего в реакторах на быстрых нейтронах больше единицы.

Атомные электростанции '(АЭС)" — могут быть конденсационными (АКЭС) и теплофикационными (АТЭЦ). На серийных советских АЭС применяются энергетические реакторы на тепловых (или медленных) нейтронах, а на опытных внедряются реакторы и на быстрых нейтронах. Наиболее крупные из строящихся АЭС имеют проектную мощность б млн-кВт (Чернобыльская и Курская, Игналинская в Литовской ССР). В блоке с реакторами 440 МВт устанавливаются по два турбоагрегата по 220 МВт, с реакторами по 1000 МВт — 2 по 500 МВт. Начато изготовление турбоагрегатов мощностью по 1000—1200 МВт.

Реакторы, работающие на медленных нейтронах: во-до-водяные, кипящие водяные, газографитовые, уран-графитовые, тяжеловодяные и др., не позволяют наиболее эффективно использовать ядерное горючее. Реакторы на быстрых нейтронах обладают возможностью воспроизводства ядерного горючего с коэффициентом воспроизводства, достигшим 1,4 и выше, и временем удвоения ядерного горючего менее 10 лет. Но все же это время пока велико. Требуется 8—10 лет, чтобы получить плутоний, необходимый для построения аналогичного реактора на быстрых нейтронах.

Реакторы, работающие на медленных нейтронах — водо водя-пые, кипящие водяные, газографитовые, уран-графитовые, тяжеловодяные и др., -- не позволяют наиболее эффективно использовать ядерное горючее. Реакторы па быстрых нейтронах обладают возможностью воспроизводства ядерного горючего с коэффициентом воспроизводства, достигающим 1,4 и выше, и временем удвоения ядерного горючего менее 10 лет. Но все же это время пока велико. Требуется 8—10 лет, чтобы реактор на быстрых нейтронах смог выработать плутоний, необходимый для построения такого реактора.

В экономическом отношении различные типы реакторов ни медленных нейтронах незначительно различаются между собой. Бурное развитие атомной энергетики вызнано ее преимуществами по

Природный уран, на 99,28% состоящий из урана-238, содержит лишь 0,714% урана-235, активно делящегося медленными (тепловыми) нейтронами и, следовательно, пригодного для использования в качестве ядерного горючего. Такое содержание урана-235 оказывается достаточным для работы атомных реакторов на медленных нейтронах, но необходимое при этом общее

Реакторы, работающие на уране-235, получили название реакторов, работающих на тепловых, или медленных, нейтронах.

широко использовать реакторы-размножители на быстрых нейтронах. Таким образом, современная атомная энергетика, использующая реакторы на медленных нейтронах, не мажет ориентироватъся~на далекую "перспективу. Как уже указывалось, в реакторах-размножителях Вырабатывается и используется в качестве ядерного топлива плутоний, что увеличивает ресурсы ядерного топлива во много раз. *'"'yb! M/. (-1-(Л?

Число вторичных нейтронов, испускаемых на одно деление, не одинаково для различных изотопов и зависит от энергии падающего нейтрона. Почти все нейтроны деления испускаются практически мгновенно и имеют энергию от 0,075 до 18 Мэв. Их спектр при делении на медленных нейтронах дается следующей аналитической зависимостью:

Реакторы на тепловых (медленных) нейтронах при умеренных температурах, позволяющих получать насыщенный водяной пар давлением 6 МПа, являются вполне освоенными. В СССР на атомных электростанциях работают в основном реакторы, тепловая мощность которых соответствует электрической мощности паровых турбин 1 млн. кВт. Пущен реактор единичной электрической мощностью 1,5 млн. кВт.

энергетические реакторы на тепловых (или медленных) нейтронах. Наиболее крупные из действующих АЭС имеют проектную мощность 6 млн. кВт. В блоке с реакторами 440 МВт работает по два турбоагрегата по 220 МВт, с реакторами по 1000 МВт -два по 500 МВт. Введены первые турбоагрегаты мощностью по 1000 МВт. На Игналин-ской АЭС работают первые реакторы 1,5 млн. кВт с турбинами по 750 МВт.

первой АЭС, — высвобождение энергии ядра с помощью медленных нейтронов.

Излучение измеряют в рентгенах или (для нейтронов) указывают плотность потока быстрых или медленных нейтронов на 1 см2'. Для характеристики процесса облучения используют произведение трех величин: плотность потока • скорость • время. Поглощенную дозу измеряют в радах. Один рад равен 0,01 джоуля на килограмм облучен-нОго вещества или 105 эрг/ кг.

Интенсивность излучения измеряют в ваттах на квадратный метр, а для нейтронов часто указывают плотность потока энергии быстрых или медленных нейтронов сквозь поверхность площадью 1 MS. Иногда для характеристики процесса облучения используют произведение плотности потока энергии нейтронов, скорости и времени облучения.

В некоторых исследовательских учреждениях Ленинграда, Киева, Обнинска и других, а также за рубежом введены в действие универсальные водо-водяные реакторы ВВР и их модификации тепловой мощностью до 10 000 кет с потоком медленных нейтронов до 1014 нейтр/см2-сек. Активная зона такого реактора окружена бериллиевым отражателем и помещается в алюминиевом баке с чугунным защитным ограждением под водяным слоем толщиной 3,5 м.

В 1949 г. для проведения различных исследований по нейтронной физике и других исследовательских работ в Советском Союзе был построен универсальный исследовательский тяжеловодный реактор ТВР, функции замедлителя и теплоносителя в котором выполняла тяжелая вода. В дальнейшем для тех же целей строились аналогичные по конструкции реакторы ТВР-С тепловой мощностью 7—10 тыс. кет с потоком медленных нейтронов до 6-Ю13 нейтр/см^-сек.

Пусть р, называемое вероятностью избежать резонансного захвата будет часть нейтронов, которые не поглощаются 238U в процессе замедления; когда pve(l•—/,-) нейтронов останется. Из этого количества часть /ут, называемая вероятностью утечки медленных нейтронов,, покинет реактор, а часть (1— f) поглотится замедлителем и деталями конструкции реактора. Некоторые сечения поглощения тепловых нейтронов для различных веществ перечислены ниже:

В результате облучения в реакторе природного или слегка обогащенного урана происходит потребление 235U в основном путем его деления, но частично и путем захвата нейтронов с образованием неделящегося изотопа 236U. 238U также способен делиться на быстрых нейтронах, но наиболее важной реакцией является захват медленных нейтронов с образованием 239U, который, распадаясь через Np, превращается в делящийся элемент 239Ри. Последний способен делиться либо может поглотить нейтроны с образованием неделящегося изотопа 240Ри. Этот изотоп при радиационном захвате нейтронов превращается в делящийся изотоп 241Ри. В реакторе с глубоким выгоранием горючего необходимо учитывать как эти реакции превращения, так и накопление последующих членов цепочки. Существует еще одна подобная цепочка ядерных превращений, представляющая интерес для реакторов с водой. Она начинается с 232Th и оканчивается 233U, который способен делиться и является перспективным ядерным горючим:

Основные реакции на легких элементах. Радиоактивные изотопы, представляющие опасность для здоровья, образуются в реакторах при активации ядер теплоносителя, конструкционных материалов и примесей. При этом протекают реакции трех типов: захват медленных нейтронов, взаимодействие с быстрыми нейтронами и с быстрыми протонами.

При делении ядер урана или плутония образуются быстрые нейтроны, энергия которых велика. В природном или слабо-обогащенном уране, где содержание U-235 невелико, цепная реакция на быстрых нейтронах не развивается. Поэтому быстрые нейтроны замедляют до тепловых (медленных) нейтронов. В качестве замедлителей используют вещества, которые содержат элементы с малой атомной массой, обладающие низкой поглощающей способностью по отношению к нейтронам. Основными замедлителями являются вода, тяжелая вода, графит.

Подобным же образом Ведет себя 232эоТп — единственный изотоп этого элемента, встречающийся в природе. Под воздействием потока медленных нейтронов торий не делится, но способен захватывать нейтроны и через промежуточную стадию образования и радиоактивного распада протактиния превращаться в искусственный делящийся нуклид 23392U по следующей реакции:

Подобным же образом ведет себя 232эоТп — единственный изотоп этого элемента, встречающийся в природе. Под воздействием потока медленных нейтронов торий не делится, но способен захватывать нейтроны и через промежуточную стадию образования и радиоактивного распада протактиния превращаться в искусственный делящийся нуклид 23392U по следующей реакции:

При делении ядер урана или плутония образуются быстрые нейтроны, энергия которых велика. В природном или слабообогащенном уране, где содержание 235U невелико, цепная реакция на быстрых нейтронах не развивается. Поэтому быстрые нейтроны замедляют до тепловых (медленных) нейтронов. В качестве замедлителей используют вещества, которые содержат элементы с малой атомной массой, обладающие низкой поглощающей способностью по отношению к нейтронам. Основными замедлителями являются вода, тяжелая вода, графит.