Реактор

    РЕАКТОР РБМК-1000



     Необходимо  для  понимания  дальнейшего коротко  рассказать,  что такое
атомный реактор вообще и реактор РБМК в частности.
     Атомный реактор электростанций - это аппарат для преобразования ядерной
энергии в  тепловую.  Топливом в подавляющем  большинстве  реакторов  служит
слабообогащенный уран. В природе химический элемент уран состоит из двух его
изотопов:  0,7  % изотоп с атомным весом 235, остальное - изотоп  с  атомным
весом  238.  Топливом  является   только   изотоп   урана-235.  При  захвате
(поглощении) нейтрона  ядром  урана-235 оно становиться  неустойчивым  и  по
житейским меркам мгновенно распадается на две, в основном  неравные, части с
выделением большого количества  энергии. В каждом акте  деления ядра энергии
выделяется в миллионы раз больше, чем  при сгорании молекулы нефти или газа.
В таком большом реакторе, как Чернобыльский, при  работе на  полной мощности
"сгорает" около четырех килограммов урана за сутки.
     Выделяемая при каждом делении ядра урана энергия реализуется  следующим
образом:  основная часть - в виде кинетической  энергии  "осколков" деления,
которые в процессе торможения передают ее практически всю в твэле реактора и
в его конструктивной оболочке.  Выход  за  оболочку сколько-нибудь  заметной
части осколков недопустим. Если посмотрим на  таблицу Менделеева, то увидим,
что ядра осколков деления имеют явный избыток нейтронов для того, чтобы быть
стабильными.   Поэтому  в   результате   цепочки   ?-распадов,   претерпевая
радиационные  превращения,  они по  таблице химических элементов  сдвигаются
вправо до стабильного состояния. Этот процесс,  сопровождающийся испусканием
?-частиц  и ?-излучением, для каждого  вида осколков имеет свою биографию  и
свои  периоды полураспада. Именно осколки деления и составляют большую часть
радиационного загрязнения  территории при аварии  после разрушения и выброса
при взрыве твэлов.
     При нормальной работе реактора  ?-частицы  также не выходят  за пределы
твэлов  и  там  теряют свою  энергию; ?-излучения большей частью поглощаются
также внутри  реактора.  После  прекращения  цепной  реакции, при  остановке
реактора,   остаточные  тепловыделения  от  распада  продуктов  деления  еще
длительное время вынуждают охлаждать твэлы.
     При каждом делении ядра урана испускается два-три, в среднем около двух
с половиной,  нейтрона. Их  кинетическая энергия  поглощается  замедлителем,
топливом   и   конструктивными   элементами   реактора,   затем   передается
теплоносителю.
     Как раз  нейтроны-то и  делают  возможным  осуществлять  цепную реакцию
деления ядер урана-235.  Если один нейтрон  от каждого деления вызовет новое
деление, то интенсивность реакции сохранится на одном уровне.
     Большая  часть  нейтронов испускается немедленно  при делении ядра. Это
мгновенные  нейтроны.  Малая часть, около 0,7 %, через небольшой  промежуток
времени,  через секунды  и  десятки  секунд, -  запаздывающие нейтроны.  Они
позволяют  управлять интенсивностью  реакции деления  урана  и  регулировать
мощность реактора. В противном случае существование энергетических реакторов
становилось  бы  проблематичным  -  только  атомная бомба.  Остальная  часть
энергии  деления -  мгновенное  ?-излучение,  выделяемое непосредственно при
делении, и энергия нейтрино, которую мы никак не улавливаем и не видим.
     Обычно  в энергетических реакторах используют не природный, а несколько
обогащенный  изотопом-235  уран. Но все-таки  большая часть -это  уран-238 и
потому  значительное  количество  нейтронов  поглощается им. Ядро урана-238,
после поглощения нейтрона, неустойчиво и через двойной ?-распад превращается
в  химический элемент плутоний-239,  также способный делиться при поглощении
тепловых нейтронов, как и уран-235. Свойства плутония как топлива отличаются
от урана и при  достаточном его накоплении после длительной работы  реактора
несколько изменяют физику  реактора. Выброшенный при  аварии плутоний  также
вносит свою лепту в загрязнение территории. Причем надежды на его распад нет
никакой (период полураспада плутония-239 более 24 тыс. лет), только миграция
вглубь земли. Присутствуют и другие изотопы плутония. Свойства урана-235:
     -  делиться  при поглощении его  ядром  теплового  (с  малой  энергией)
нейтрона;
     - выделять при этом большое количество энергии;
     - испускать при делении нейтроны, необходимые  для самоподдерживающейся
реакции.
     Уран-235 является основой создания атомных энергетических реакторов.
     Почти все реакторы АЭС работают на тепловых нейтронах, т.е. нейтронах с
малой кинетической  энергией.  Нейтроны  после  деления урана  или  плутония
претерпевают  стадии  замедления,  диффузии  и  захвата  ядрами  топлива   и
конструктивных материалов. Часть нейтронов вылетает за пределы активной зоны
-  утечка.   Одновременно  происходит   большое   количество   делений,   и,
следовательно,  в работающем реакторе  всегда  в наличии  большое количество
нейтронов, составляющих нейтронный  поток,  нейтронное  поле. Выгорание ядер
топлива происходит  медленно, и поэтому в достаточно  длительный  промежуток
времени количество топлива в реакторе можно считать  неизменным. Тогда число
поглощенных  топливом  нейтронов, а при  этом  и число  разделившихся ядер и
количество  получаемой  энергии,  будет  прямо  пропорционально  нейтронному
потоку в активной зоне. Фактически задача операторов  сводится к измерению и
поддержанию нейтронного потока согласно требованиям по поддержанию мощности.
     Если условно разбить  нейтроны  деления  на  последовательные поколения
(условность в  следующем - поскольку деление происходит  несогласованно,  то
это  аналогично  движению  неорганизованной  толпы,  а  не  шагам  армейской
колонны) с количеством нейтронов No 1, No 2 и  так  далее,  то при равенстве
числа нейтронов каждого поколения мощность реактора  будет постоянной, такой
реактор  будет  называться  критичным  и коэффициент размножения  нейтронов,
равный отношению числа нейтронов последующего поколения к предыдущему, равен
единице.  При  коэффициенте  размножения  больше единицы  число нейтронов  и
мощность  непрерывно   возрастают  -  реактор   надкритичный.   Чем   больше
коэффициент размножения,  тем  больше скорость  нарастания мощности,  причем
мощность нарастает со  временем не линейно,  а по экспоненте.  В оперативной
работе пользуются, как  правило, не  величиной коэффициента размножения К, а
величиной  так называемой реактивности  р  ,  которая при  К,  незначительно
отличающихся  от  единицы,  с достаточной  точностью  представляется  равной
(К-1). В  обычной практике оператор имеет  дело с  реактором, надкритичность
или  положительная реактивность которого  составляет  не более одной десятой
процента. При большей  реактивности скорость нарастания мощности  становится
слишком большой,  опасной для  целостности реактора и обслуживающих  систем.
Все энергетические реакторы  имеют автоматическую АЗ,  глушащую  реактор при
большой скорости увеличения  мощности. На реакторе  РБМК АЗ  срабатывала при
скорости возрастания мощности в два раза за время 20 с.
     Важнейший  момент.  При  делении  ядра  урана примерно 0,7  % нейтронов
рождаются  не при делении, а с  некоторым  запаздыванием. Они входят в общее
число  нейтронов  данного поколения  и  тем  самым  увеличивают время  жизни
поколения  нейтронов. Доля  запаздывающих нейтронов  обычно  обозначается р.
Если избыточная (положительная) реактивность  достигает (и больше)  величины
р, то реактор становится критичным только  на мгновенных нейтронах, скорость
сменяемости  поколений  которых  велика - определяется временем замедления и
диффузии  нейтронов, и  поэтому  скорость увеличения мощности очень большая.
Защиты в этом случае нет - только разрушение реактора может прервать  цепную
реакцию.  Так было  26 апреля 1986 г. на четвертом блоке  Чернобыльской АЭС.
Фактически  из-за наработки в активной зоне плутония  и различия в свойствах
мгновенных и запаздывающих нейтронов в  реакторе РБМК величина ?-эффективная
равнялась не 0,7, а 0,5 %.
     Реактор  РБМК-1000 - это реактор канального типа, замедлитель нейтронов
- графит, теплоноситель  -  обычная вода. Топливная кассета набирается из 36
твэлов  по  три с половиной  метра длиной. Твэлы с помощью дистанционирующих
решеток,  закрепленных на центральном  несущем стержне, размещаются на  двух
окружностях: на внутренней 6 штук и на внешней 12 штук.
     Каждая  кассета  состоит  из  двух  ярусов по  высоте.  Таким  образом,
активная  зона имеет высоту семь метров. Каждый твэл набирается из  таблеток
ОО^ размещенных в  герметичной трубе из сплава циркония с ниобием. В отличие
от  корпусных реакторов, где  все  топливные  кассеты располагаются  в общем
корпусе,  рассчитанном на полное  рабочее  давление, в реакторе РБМК  каждая
кассета размещена  в отдельном технологическом канале,  представляющем собой
трубу диаметром 80 мм.
     Активная зона реактора  РБМК  высотой 7 и диаметром 11,8 м набрана из 1
888  графитовых колонн с  центральными отверстиями каждая, куда  установлены
каналы.  Из  этого  числа  I  661  -  технологические  каналы  с  топливными
кассетами,  остальные  - каналы СУЗ,  где размещены 211 поглощающих нейтроны
стержней  и  16  датчиков контроля.  Каналы  СУЗ равномерно распределены  по
активной зоне в радиальном и азимутальном направлениях.
     Снизу к технологическим  каналам подводится теплоноситель -обычная вода
под высоким давлением, охлаждающая твэлы. Вода частично  испаряется и в виде
пароводяной смеси сверху  отводится в барабан-сепараторы, где пар отделяется
и поступает  на  турбины. Вода из барабан-сепараторов  при  помощи ГЦН вновь
подается на вход в технологические каналы.  Пар после  отработки  в турбинах
конденсируется  и  возвращается  в   контур  теплоносителя.  Таким  образом,
замыкается контур циркуляции воды.
     Если  принять  конструкцию  активной   зоны  заданной,  посмотрим  куда
деваются нейтроны деления. Часть нейтронов уходит за пределы активной зоны и
теряется   безвозвратно.   Часть    нейтронов    поглощается   замедлителем,
теплоносителем,  конструкционными материалами и продуктами деления топливных
ядер. Это бесполезная утрата нейтронов. Остальные  поглощаются топливом. Для
поддержания  постоянной  мощности количество поглощаемых  топливом нейтронов
также  должно  быть  неизменным.  Следовательно,  из испускаемых при  каждом
делении  топливного ядра  двух с половиной (в среднем) нейтронов на утечку и
захват неделящимися  материалами мы можем терять полтора нейтрона. Это будет
критичный реактор.
     Такой реактор работать  не  может,  хотя  бы по следующей причине:  при
делении  урана образуются ядра различных химических  элементов и среди них в
значительном количестве ксенон с атомным весом 135, обладающий очень большим
сечением  поглощения нейтронов. При подъеме мощности начинает образовываться
ксенон,  и реактор заглохнет. Так и было с первым американским реактором. Э.
Ферми посчитал сечение захвата нейтронов ядром ксенона и в шутку сказал, что
ядро получается величиной с апельсин.
     Для компенсации  этого и других эффектов топливо в  реактор загружают с
избытком, что при  постоянной утечке нейтронов и поглощении  их неделящимися
материалами  увеличивает долю  поглощения  топливом.  Чтобы  не  происходило
постоянного наращивания мощности такого реактора, в активную зону вводят так
называемые органы воздействия на
     реактивность, содержащие  материалы,  интенсивно поглощающие  нейтроны.
Методы компенсации могут быть различные,  мы рассмотрим их только на примере
РБМК.