Ядро урана может делиться самопроизвольно, но такое спонтанное деление происходит очень редко: из 2.56-1024ядер, которые содержатся в1 кгурана, за 1 с спонтанно делится только 10. Однако при облучении нейтронами ядра урана делятся с большой вероятностью, если для этого обеспечить необходимые критические условия, которые, в частности, зависят от конструкции реактора, состава топлива и энергии нейтронов. Природный уран состоит из смеси изотопов 238U (99.280%), 235U (0.715%) и 234U (0.005%), причем 235U делится нейтронами всех энергий (преимущественно медленными (тепловыми) нейтронами с энергией 0.025-1 эВ), а 238U — только быстрыми (с энергией нейтронов выше 1 МэВ). При делении ядер урана образуются продукты деления (п.д.): ~300 изотопов 35 элементов из середины таблицы Д.И.Менделеева, большинство из которых быстро распадаются (уже через несколько дней после выгрузки отработавшего топлива из реактора остается только ~50 значимых изотопов). При каждом делении ядра 235U освобождается два или три нейтрона (в среднем v = 2.42) со средней энергией ~2 МэВ:

n + 235U п.д. + 2.42n + 200 МэВ.

Эти вторичные нейтроны могут вызвать последующие деления и породить уже 2.422.42 = 4.86 нейтронов, следующее поколение даст (2.42)3 = 11.76 нейтронов, и т.д., т.е. становится возможной цепная реакция деления. В естественной смеси изотопов 238U в 139 раз больше, чем 235U, поэтому в такой смеси цепная реакция невозможна: родившиеся нейтроны поглощаются ядрами 238U, не успев замедлиться. Такая реакция возможна, однако, в реакторе со специальной конструкцией, когда небольшие блоки урана погружены в замедлитель нейтронов (в графит или тяжелую воду), где нейтроны замедляются от энергии ~ 1 МэВ до энергии менее 1 эВ и вероятность захвата ядром 235U больше, чем 238U, примерно в 200 раз. Именно так была осуществлена первая цепная ядерная реакция на природном уране при температуре Т = 300 К (E = 0.04 эВ) реактора, где нейтроны замедляются до теплового равновесия.

В большинстве современных АЭС ядерное топливо обогащают до ~4% 235U, а в качестве замедлителя используют обычную воду. Та же вода используется для отвода тепла, выделившегося при делении ядер, а также для выработки электроэнергии с помощью паровых турбин — электрогенераторов. Можно обойтись и без обогащения, если в качестве замедлителя использовать «тяжелую воду» D2O, т.е. воду, в которой протоны заменены ядрами дейтерия (в Канаде именно такие реакторы приняты за базовые). Коэффициент конверсии тепла в электричество на современных АЭС достигает величины п “0.35, но в среднем тепловая мощность АЭС с электрической мощностью 1 ГВт (эл.) соответствует ~3 ГВт (тепл.).

В смеси изотопов урана нейтроны не только вызывают реакции деления, но также испытывают радиационный захват (n у-реакция):

n + 235U — 236U + Y,

n + 238U — 239U + y.

Сечения (вероятности) оЩ(Б) этих реакций зависят от энергии нейтронов E и сравнимы с сечениями Of (E) реакций деления, а от их отношения а = оnY(E)/Of(E) сильно зависят нейтронный баланс реактора и сама возможность цепной реакции. В типичном промышленном реакторе ВВЭР-1000 (водо-водяной реактор с электрической мощностью 1 ГВт (эл.), зарубежный аналог — PWR) топливо представляет собой смесь ~4.3% 2 35U + 95.7% 2 38U, для которой доля делений равна ~0.4, т.е. в ~40% случаев ядро 235U делится, а в остальных случаях происходит радиационный захват нейтронов ядрами 238U и 235U. Именно эта nY-реакция обеспечивает наработку оружейного плутония (239Pu) в цепочке реакций:

2 38U + n — 239U — 239U + y

В серийный реактор ВВЭР-1000 загружают 70 т урана, в котором 3.1 т 235U, и каждый год 1/3 отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), т.е. 23 т, заменяют на свежее. Таким образом, «кампания топлива» длится три года, и за это время «сгорает» 2 т (~65%) загруженного 235U, а несгоревший 235U (1.1 т) остается в ОЯТ (11.6 кг/т). При каждом делении выделяется 200 МэВ = 3.2-10-11 Дж, и, чтобы обеспечить мощность 1 ГВт (эл.), в реакторе каждую секунду должно происходить 1020 делений ядер, т.е. 0.039 г/с, или 1240 кг/год. Поскольку реактор эффективно работает только ~80% времени, нужно обеспечить деление массы ядер ~1 т. При этом делится700 кг235U, а остальные ~300 кг восполняются за счет деления ядер 238U (30 кг) и 2 39Ри (270 кг), который нарабатывается из 238U в процессе работы реактора.

Кроме несгоревшего 235U (11.6 кг/т) ОЯТ содержит наработанный в реакторе 2 39Ри (5.6 кг/т ОЯТ или 130 кг/год), который, подобно 235U, также эффективно делится и может быть использован в дальнейшем как ядерное топливо (и взрывчатка: первая атомная бомба была начинена 239Pu).

Нейтронный баланс реактора зависит от значений v и а для 235U и 239Pu, а также от вклада порогового деления ядер 238U. В тепловом реакторе а = = 0.17, v = 2.42, а вклад 238U составляет около 3%, что дает 2.07 нейтрона, или примерно один избыточный нейтрон после вычета одного нейтрона на поддержание цепной реакции. С учетом утечки и паразитного поглощения нейтронов, для производства 239Pu остается меньше одного нейтрона, т.е. образующийся 2 39Pu не компенсирует расход 235U. В быстром реакторе для 239Pu в равновесном режиме а = 0.2, v = 2.9, а вклад 238U возрастает до = 10%, что увеличивает число вторичных нейтронов до 2.6, т.е. остается 1.6 нейтрона, которых даже с учетом потерь достаточно для расширенного воспроизводства 239Pu, а тем более для равновесного режима работы реактора.

Добавить комментарий