Лекция №14. Продолжение

На быстрых нейтронах цепная реакция в естественной смеси (235-U + 238-U) идти не может. Экспериментально установлено, что для чистого ме-таллического урана коэффициент размножения достигает значения единицы при обогащении 5,56 %. Практически оказывается, что реакцию на быстрых нейтронах можно поддерживать лишь в обогащенной смеси, содержащей не меньше 15 % изотопа 235-U.

Естественную смесь изотопов урана обогащают изотопом 235-U. Обо-гащение является сложным и дорогостоящим процессом из-за того, что химические свойства обоих изотопов почти одинаковы. Приходится пользо-ваться небольшими различиями в скоростях химических реакций, диффузии и др., возникающими вследствие различия масс изотопов. Цепную реакцию на 235-U практически всегда осуществляют в среде с большим содержанием 238-U. Часто используется естественная смесь изотопов, для которой h = 1,32 в области тепловых нейтронов, так как 238-U также полезен. Изотоп 238-U делится нейтронами с энергией выше 1 МэВ. Это деление приводит к неболь-шому дополнительному размножению нейтронов.

Сравним цепные реакции деления на тепловых и быстрых нейтронах.

У тепловых нейтронов сечения захвата (s) велики и сильно меняются при переходе от одного ядра к другому. На ядрах некоторых элементов (на-пример, на кадмии) эти сечения в сотни и более раз превосходят сечения на 235-U. Поэтому к активной зоне установок на тепловых нейтронах предъяв-ляются требования высокой чистоты по отношению к некоторым примесям.

Для быстрых нейтронов все сечения захвата малы и не так уж сильно отличаются друг от друга, так что проблемы высокой чистоты материалов не возникает. Другим преимуществом быстрых реакций является более высокий коэффициент воспроизводства.

Важное отличительное свойство тепловых реакций состоит в том, что в активной зоне топливо значительно сильнее разбавлено, т. е. на одно ядро топлива приходится значительно больше не участвующих в делении ядер, чем в быстрой реакции. Например, в тепловой реакции на естественном ура-не на ядро топлива 235-U приходится 140 ядер сырья 238-U, а в быстрой реакции на ядро 235-U может приходиться не более пяти-шести ядер 238-U. Разбавленность топлива в тепловой реакции приводит к тому, что одна и та же энергия в тепловой реакции выделяется в значительно большем объеме вещества, чем в быстрой. Тем самым из активной зоны тепловой реакции легче отводить тепло, что позволяет осуществлять эту реакцию с большей интенсивностью, чем быструю.

Время жизни одного поколения нейтронов для быстрой реакции на несколько порядков меньше, чем для тепловой. Поэтому скорость протека-ния быстрой реакции может заметно измениться через очень короткое время после изменения физических условий в активной зоне. При нормальной работе реактора этот эффект несуществен, поскольку в этом случае режим работы определяется временами жизни запаздывающих, а не мгновенных нейтронов.

Для осуществления цепной реакции на медленных нейтронах в ак-тивную зону вводят специальные вещества – замедлители, которые превра-щают нейтроны деления в тепловые. На практике цепная реакция на медлен-ных нейтронах осуществляется на естественном или слегка обогащенном изотопом 235-U уране. Присутствие большого количества изотопа 238-U в активной зоне усложняет процесс замедления и делает необходимым предъявление высоких требований к качеству замедлителя. Жизнь одного поколения нейтронов в активной зоне с замедлителем приближенно можно разбить на две стадии: замедление до тепловых энергий и диффузия с тепловыми скоростями до поглощения.

На рис. 10.4 показана схема цепной реакции с замедлителем.

Наилучшими элементами-замедлителями являются водород, дейтерий, бериллий, углерод. Поэтому используемые на практике замедлители в основ-ном сводятся к тяжелой воде, бериллию, окиси бериллия, графиту, а также обычной воде, которая замедляет нейтроны не хуже тяжелой воды, но погло-щает их в гораздо большем количестве. Замедлитель должен быть хорошо очищен.

Рис. 10.4. Схема цепной реакции в среде с замедлителем

Активная зона, состоящая из однородной смеси урана и замедлителя, называется гомогенной, а система их чередующихся блоков урана и замедлителя называется гетерогенной (рис. 10.5).

Рис. 10.5. Схема расположения ядерного горючего и замедлителя в активной зоне гетерогенной системы. 1 – блоки ядерного горючего; 2 – замедлитель.

Качественно гетерогенная система отличается тем, что в ней образовавшийся в уране быстрый нейтрон успевает уйти в замедлитель, не достигнув резонансных энергий. Дальнейшее замедление идет уже в чистом замедлителе. С другой стороны, наоборот, став в замедлителе тепловым, нейтрон должен для участия в цепной реакции продиффундировать, не поглотившись в чистом замедлителе, до его границы.

Для практического осуществления стационарно текущей цепной реакции надо уметь этой реакцией управлять. Это управление существенно упрощается благодаря вылету запаздывающих нейтронов при делении.

Захват нейтронов не участвующими в цепной реакции ядрами снижает интенсивность реакции, но может быть полезным в отношении образования новых делящихся изотопов. Так, при поглощении нейтронов изотопов урана 238-U и тория 232-Th образуются (через два последовательных b - распада) изотопы плутония 239-Pu и урана 233-U, являющиеся ядерным горючим:

,

.

Эти две реакции открывают реальную возможность воспроизводства ядерного горючего в процессе течения цепной реакции. В идеальном случае, т. е. при отсутствии ненужных потерь нейтронов, на воспроизводство может идти в среднем – 1 нейтронов на каждый акт поглощения нейтрона ядром горючего.

Долговременная стратегия развития "большой" атомной энергетики предполагает переход к прогрессивной технологии замкнутого топливного цикла, основанной на использовании так называемых быстрых ядерных реакторов и переработке топлива, выгруженного из реакторов атомных станций, для последующего возврата в энергетический цикл невыгоревших и вновь образовавшихся делящихся изотопов.

В "быстром" реакторе бoльшую часть актов деления ядерного топлива вызывают быстрые нейтроны с энергией более 0,1 МэВ (отсюда и название "быстрый" реактор). При этом в реакторе происходит деление не только очень редкого изотопа U-235, но и U-238 - основной составляющей природ-ного урана (~99,3%), вероятность деления которого в спектре нейтронов "теплового реактора" очень низка. Принципиально важно, что в "быстром" реакторе при каждом акте деления ядер образуется большее количество нейтронов, которые могут быть использованы для интенсивного превраще-ния U-238 в делящийся изотоп плутония Pu-239. Это превращение происхо-дит в результате ядерной реакции:

Нейтронно-физические особенности быстрого реактора таковы, что процесс образования в нем плутония может иметь характер расширенного воспроизводства, когда в реакторе образуется вторичного плутония больше, чем выгорает первоначально загруженного. Процесс образования избыточ-ного количества делящихся изотопов в ядерном реакторе получил название "бридинг" (от англ. breed - размножать). С этим термином связано приня-тое в мире название быстрых реакторов с плутониевым топливом - реакторы- бридеры, или размножители.

Практическая реализация процесса бридинга имеет принципиальное значение для будущего атомной энергетики. Дело в том, что такой процесс дает возможность практически полностью использовать природный уран и тем самым почти в сто раз увеличить "выход" энергии из каждой тонны добытого природного урана. Это открывает путь к практически неисчерпа-емым топливным ресурсам атомной энергетики на длительную историчес-кую перспективу. Поэтому общепризнано, что использование бридеров - необходимое условие создания и функционирования атомной энергетики большого масштаба.

После того как в конце 1940-х годов была осознана принципиальная возможность создания быстрых реакторов-размножителей, в мире начались интенсивные исследования их нейтронно-физических характеристик и поиски соответствующих инженерных решений. В нашей стране инициа-тором исследований и разработок по быстрым реакторам стал академик Украинской академии наук Александр Ильич Лейпунский, который до своей кончины в 1972 году был научным руководителем Обнинского Физико-энер-гетического института (ФЭИ).