Ядерный реактор — это устройство, в котором происходит управляемая цепная ядерная реакция деления ядер тяжёлых элементов под действием нейтронов

Энергия, освобождаемая при делении ядра, уносится осколками деления, нейтронами, гамма-квантами и электронами с сопровождающими их антинейтрино. В конечном итоге вся энергия деления ядра (а это около 200 МэВ), переходит во внутреннюю энергию, которая выделяется как в самом реакторе, так и в окружающих его материалах. Эту энергию и используют для производства электрической энергии.

Напомним, что впервые управляемая цепная реакция деления ядер была осуществлена в 1942 году в США под руководством итальянского физика Энрико Ферми.

Секретная разработка реактора была первым крупным техническим достижением для Манхэттенского проекта (создания атомной бомбы во время Второй мировой войны). В качестве топлива использовался природный (необогащённый) уран в виде прессованных оксидов общей массой около тридцати семи тонн (около 33 т UO₂ и около 3,7 т U₃O₈) и металлических слитков, общей массой около пяти целых и шести десятых тонны (5,6 т). Замедлителем был выбран графит, общей массой около 350 т.

Активная зона была выполнена в виде послойно уложенных графитовых блоков, укреплённых деревянным каркасом. Блоки каждого второго слоя имели полости, в которые укладывалось ядерное топливо, образуя кубическую решётку. Цепная реакция с k = 1,0006 длилась всего 28 минут, после чего реактор был остановлен.

Первый ядерный реактор (Ф-1) в Советском Союзе и в Европе в целом был запущен в 1946 году под руководством академика Игоря Васильевича Курчатова. Он проработал почти 66 лет и был заглушен 2012 году.

Как правило, ядерный реактор имеет пять основных составных частей. Главную часть реактора называют активной зоной. Она содержит ядерное горючее в виде таблеток, находящихся в специальных тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах по первым буквам словосочетания). ТВЭЛы представляют собой очень длинные трубки, проходящие через всю активную зону реактора. Масса топлива в каждом ТВЭЛе значительно меньше критической (критической принято называть минимальную массу вещества, необходимую для осуществления цепной ядерной реакции). Поэтому в одном стержне цепная реакция происходить не может (это делается специально из соображений безопасности). Она начинается после погружения в активную зону всех стержней, то есть когда масса делящегося вещества достигнет критического значения.

Активная зона окружена отражателем нейтронов, возвращающим их внутрь активной зоны для продолжения реакции. Хорошим отражателем нейтронов является бериллий.

В качестве ядерного горючего используется три вида радиоактивных изотопов: урана-238, уран-235, а также изотопа плутония-239. Последние два изотопа наиболее эффективно делятся под действием медленных (тепловых) нейтронов. Но вторичные нейтроны, образующиеся при делении ядер, являются быстрыми с энергией порядка 2 МэВ. Поэтому их замедляют, вводя в активную зону замедлитель. В качестве замедлителя обычно используется простая (Н₂О) или тяжёлая (D₂O) вода. Замедлитель эффективно отбирает энергию у быстрых нейтронов, рождающихся в реакции деления.

Чтобы понять принцип работы замедлителя, проведём аналогию с двумя бильярдными шарами. Итак, при лобовом столкновении движущегося шара с неподвижным налетающий шар останавливается, а изначально неподвижный приобретает его скорость. В случае не лобового столкновения энергия движущегося шара уменьшается частично. Аналогичная картина происходит при торможении нейтронов водой. Для уменьшения энергии нейтрона с 2—3 МэВ до тепловых значений, требуется в среднем около 18 его столкновений с ядрами водорода в молекулах воды. Хорошим замедлителем также считается графит, ядра которого не поглощают нейтронов.

Для управления цепной реакцией в реакторе предусмотрены регулирующие стержни, которые состоят из материалов (чаще из соединения кадмия или бора), активно поглощающих нейтроны. Если стержни с поглотителем ввести в активную зону, то коэффициент размножения нейтронов уменьшается. И наоборот, выведение стержней из активной зоны увеличивает коэффициент размножения. Этим и достигается управление реакцией. Обычно это делается автоматически. В случае же внештатных ситуаций предусмотрена ручная регулировка погружения стержней.

Для отвода из активной зоны реактора выделяющуюся энергию, чаще всего используется обычная вода. Она нагревается стенками ТВЭЛов в среднем до 300 ^оС и под высоким давлением (порядка 100 атм) выводится из активной зоны. Далее вода превращается в пар и направляется к паровым турбинам для генерации электрической энергии.

Снаружи активная зона реактора окружена отражателем нейтронов. А поверх отражателя располагаются стальной корпус реактора и защитный слой бетона, которые ослабляют радиоактивное излучение до биологически безопасного уровня.

Мы рассмотрели принцип действия реактора на медленных нейтронах, под действием которых делятся лишь достаточно редкие в природе изотопы урана-235, и не встречающиеся в природе изотопы урана-233 и плутония-239, в то время как гораздо более распространённые изотопы урана-238 поглощают тепловые нейтроны без деления на осколки.

Для решения этой проблемы в 1958 году в СССР в городе Обнинске был построен первый в мире реактор на быстрых нейтронах с ненулевой мощностью — БР-5. В реакторах на быстрых нейтронах используются урано-плутониевый цикл, в котором ядро урана-238 превращается в ядро плутония-239. И ториевый цикл, в котором ядро тория-230 превращается в ядро урана-233. Ядра этих изотопов по способности к взаимодействию с нейтронами похожи на изотопы урана-235. При захвате нейтрона их ядра делятся с испусканием в среднем трёх нейтронов, которые способны поддерживать развитие цепной реакции.

Домашнее задание: §87- 90,законспектировать лекцию