Я́дерний реа́ктор — пристрій, призначений для організації керованої самопідтримуваної ланцюгової реакції поділу, яка завжди супроводжується виділенням енергії.
Перший ядерний реактор збудували і запустили в грудні 1942 року в США під керівництвом Енріко Фермі. Першим реактором, побудованим за межами США, став ZEEP, запущений в Канаді 5 вересня 1945 року«ZEEP — Canada's First Nuclear Reactor» , Canada Science and Technology Museum. В Європі першим ядерним реактором стала установка Ф-1, яка запрацювала 25 грудня 1946 року в Москві під керівництвом Ігоря Курчатова. До 1978 року в світі працювало вже близько сотні ядерних реакторів різних типів.
Історія Теоретичну групу «Урановий проєкт» нацистської Німеччини, що працювала в Товаристві кайзера Вільгельма, очолював Вайцзеккер, але лише формально. Фактичним лідером став Гейзенберг, що розробляє теоретичні основи ланцюгової реакції, Вайцзеккер з групою учасників зосередився на створенні «уранової машини» — першого реактора. Пізньою весною 1940 року один з учених групи — Гартек — провів перше дослідження зі спробою створення ланцюгової реакції, використовуючи оксид урану і твердий графітовий сповільнювач. Однак наявного подільного матеріалу не вистачило для досягнення цієї мети. 1941 року в Лейпцизькому університеті учасник групи Гейзенберга Депель побудував стенд з важководним сповільнювачем, в експериментах на якому до травня 1942 року вдалося досягти виробництва нейтронів у кількості, що перевищує їх поглинання. Повноцінної ланцюгової реакції німецьким вченим вдалося досягти в лютому 1945 року в експерименті, проведеному в гірничій виробці поблизу Гайгерлоха. Однак через кілька тижнів ядерна програма Німеччини припинила існування.
Ланцюгову реакцію поділу ядер (коротко — ланцюгову реакцію) вперше здійснили в грудні 1942 року. Група фізиків Чиказького університету, очолювана Енріко Фермі, створила перший у світі ядерний реактор, названий «Чиказькою дровітнею» (Chicago Pile-1, CP-1). Він складався з графітових блоків, між якими були розташовані шари з природного урану і його діоксиду. Швидкі нейтрони, що з'являються внаслідок поділу ядер 235U, сповільнювалися графітом до теплових енергій, а потім викликали нові поділи ядер. Реактори, подібні до СР-1, в яких основна частка поділів відбувається під дією теплових нейтронів, називають реакторами на теплових нейтронах. До їхнього складу входить дуже багато сповільнювача у порівнянні з ядерним паливом.
В СРСР група фізиків і інженерів під керівництвом академіка Ігоря Курчатова провела теоретичні та експериментальні дослідження особливостей пуску, роботи та контролю реакторів. Перший радянський реактор Ф-1 побудували в Лабораторії № 2 АН СРСР (Москва). 25 грудня 1946 року цей реактор виведено в критичний стан. Реактор Ф-1 був набраний з графітових блоків і мав форму кулі діаметром приблизно 7,5 м. У центральній частині кулі діаметром 6 м по отворах у графітових блоках розміщені уранові стрижні. Реактор Ф-1, як і реактор CP-1, не мав системи охолодження, тому працював на дуже малих рівнях потужності. Підсумки досліджень на реакторі Ф-1 стали основою проєктів складніших за конструкцією промислових реакторів. 1948 року введено в дію реактор И-1 (за іншими даними він називався А-1) з виробництва плутонію, а 27 червня 1954 року вступила в дію перша у світі під'єднана до електромережі атомна електростанція з електричною потужністю 5 МВт в місті Обнінську.
Конструкція і принцип роботи
Механізм енерговиділення
Перетворення речовини супроводжується виділенням вільної енергії лише в тому разі, якщо речовина має запас енергій. Це означає, що мікрочастинки речовини перебувають у стані з енергією спокою більшою, ніж в іншому можливому, перехід до якого існує. На перешкоді мимовільному переходу завжди стоїть енергетичний бар'єр, для подолання якого мікрочастинка повинна отримати ззовні якусь кількість енергії — енергії збудження. Екзоенергетична реакція полягає в тому, що в наступному за збудженням перетворенні виділяється енергії більше, ніж потрібно для запуску процесу. Існують два способи подолання енергетичного бар'єра: або за рахунок кінетичної енергії частинок, що стикаються, або за рахунок енергії зв'язку частинки, що приєднується.
Якщо мати на увазі макроскопічні масштаби енерговиділення, то необхідну для запуску реакцій кінетичну енергію повинні мати всі або спочатку хоча б деяка частка частинок речовини. Цього можна досягти лише підвищивши температуру середовища до величини, за якої енергія теплового руху наближається до величини енергетичного порогу, що обмежує перебіг процесу. У випадку молекулярних перетворень, тобто хімічних реакцій, таке підвищення зазвичай становить сотні кельвінів, у разі ж ядерних реакцій — це мінімум 107 K через дуже велику висоту кулонівських бар'єрів ядер, що стикаються. Теплове збудження ядерних реакцій здійснено на практиці тільки при синтезі найлегших ядер, у яких кулонівські бар'єри мінімальні (термоядерний синтез).
Збудження частинками, що приєднуються, не вимагає великої кінетичної енергії, і, отже, не залежить від температури середовища, оскільки відбувається за рахунок невикористаних зв'язків, властивих частинкам сил притягання. Але зате для збудження реакцій необхідні самі частинки. І якщо знову мати на увазі не окремий акт реакції, а отримання енергії в макроскопічних масштабах, то це можливо лише при виникненні ланцюгової реакції. Остання ж виникає, коли частинки, що збуджують реакцію, знову з'являються, як продукти екзоенергетичної реакції.
Конструкція Будь-який ядерний реактор складається з таких частин: Активна зона з ядерним паливом і сповільнювачем; Відбивач нейтронів, що оточує активну зону; теплоносій; Система регулювання ланцюгової реакції, в тому числі аварійний захист; Радіаційний захист; Система дистанційного керування.
Фізичні принципи роботи Див. Також основні статті: Коефіцієнт розмноження нейтронів Реактивність ядерного реактора Поточний стан ядерного реактора можна схарактеризувати ефективним коефіцієнтом розмноження нейтронів k або реактивністю ρ, які пов'язані таким співвідношенням:
Для цих величин характерні такі значення: k > 1 — ланцюгова реакція наростає в часі, реактор перебуває в надкритичному стані, його реактивність ρ > 0; k < 1 — реакція згасає, реактор — підкритичний, ρ < 0; k = 1, ρ = 0 — число поділів ядер постійне, реактор перебуває в стабільному критичному стані. Умова критичності ядерного реактора: ,де є частка повного числа нейтронів, що утворюються в реакторі, поглинених в активній зоні реактора, або ймовірність, що нейтрон не покине кінцевий об'єм. k0 — коефіцієнт розмноження нейтронів в активній зоні нескінченних розмірів. Коефіцієнт розмноження дорівнює одиниці коли розмноження нейтронів компенсує їх втрати. Причин втрат фактично дві: захоплення без поділу і витік нейтронів за межі середовища, що розмножує.
Здійснення керованої ланцюгової реакції поділу ядра можливе за певних умов. У процесі поділу ядер палива виникають миттєві нейтрони, що утворюються безпосередньо в момент поділу ядра, і запізнілі нейтрони, що випускаються уламками поділу під час їх радіоактивного розпаду. Час життя миттєвих нейтронів дуже малий, тому навіть сучасні системи і засоби управління реактором не можуть підтримувати необхідний коефіцієнт розмноження нейтронів тільки за рахунок миттєвих нейтронів. Час життя запізнілих нейтронів становить від 0,1 до 10 секунд. Завдяки значному часу життя запізнілих нейтронів система управління встигає перемістити стрижні-поглиначі, підтримуючи тим самим необхідний коефіцієнт розмноження нейтронів (реактивність). Відношення числа запізнілих нейтронів, що викликали реакцію поділу в даному поколінні, до всього числа нейтронів, що викликали реакцію поділу в даному поколінні, називається ефективною часткою запізнілих нейтронів — βеф. Таким чином, можливі такі сценарії розвитку ланцюгової реакції поділу:
1. ρ<0, Кеф<1 — реактор підкритичний, інтенсивність реакції зменшується, потужність реактора знижується;
2. ρ=0, Кеф=1 — реактор критичний, інтенсивність реакції і потужність реактора постійні;
3. ρ>0, Кеф>1 —реактор надкритичний, інтенсивність реакції і потужність реактора збільшуються.
В останньому (3) випадку можливі два принципово відмінні один від одного стани надкритичного реактора:
3а. 0<ρ<βеф — якщо реактивність вища нуля, але нижча ефективної частки запізнілих нейтронів — βеф, ланцюгова реакція протікає зі швидкістю, яка визначається часом запізнення нейтронів (тобто реактор підкритичний на миттєвих нейтронах, а необхідна надкритичність досягається за рахунок запізнілих нейтронів, що народжуються). При цьому реакція поділу є керованою;
3б. ρ> βеф — при реактивності реактора, що перевищує ефективну частку запізнілих нейтронів, реактор стає надкритичним на миттєвих нейтронах, потужність ланцюгової реакції поділу починає експоненціально зростати. Час зростання потужності настільки малий, що ніякі системи управління (в тому числі аварійні) не встигають спрацювати, і зростання потужності може обмежуватись тільки фізичними процесами, що протікають в активній зоні. Наприклад, в тепловому реакторі це — зменшення перерізу захоплення нейтронів зі зростанням температури, що є однією з фізичних причин від'ємного потужнісного коефіцієнта реактивності.
Очевидно, що k < k0, оскільки в кінцевому об'ємі внаслідок витоку втрати нейтронів обов'язково більші, ніж в нескінченному. Тому, якщо в речовині даного складу k0 < 1,то ланцюгова самопідтримувана реакція неможлива як в нескінченному, так і в будь-якому кінцевому об'ємі. Таким чином, k0 визначає принципову здатність середовища розмножувати нейтрони.
k0 для теплових реакторів можна визначити за так званою «формулою 4-х співмножників»: , де μ — коефіцієнт розмноження на швидких нейтронах; φ — ймовірність уникнути резонансного захоплення; θ — коефіцієнт використання теплових нейтронів; η — вихід нейтронів на одне поглинання. Об'єми сучасних енергетичних реакторів можуть сягати сотень м³ і визначаються головним чином не умовами критичності, а можливостями тепловідводу.
Критичний розмір ядерного реактора — розмір активної зони реактора в критичному стані. Критична маса — маса речовини реактора, що перебуває в критичному стані.
Найменшу критичну масу мають реактори, в яких паливом слугують водні розчини солей чистих ізотопів з водяним відбивачем нейтронів. Для 235U ця маса дорівнює 0,8 кг, для 239Pu — 0,5 кг. Широко відомо, однак, що критична маса для реактора LOPO (перший в світі реактор на збагаченому урані), що мав відбивач з окису берилію, становила 0,565 кг, попри те, що ступінь збагачення за ізотопом 235 був лише трохи більшим 14 %. Теоретично, найменшу критичну масу має 251Cf, для якого ця величина становить всього 10 г.
З метою зменшення витоку нейтронів, активній зоні надають сферичної або близької до сферичної форми, наприклад короткого циліндра або куба, тому що ці тіла мають найменше відношення площі поверхні до об'єму.
Попри те, що величина (e — 1) зазвичай невелика, роль розмноження на швидких нейтронах досить велика, оскільки для великих ядерних реакторів (К∞ — 1) << 1. Без цього процесу було б неможливо створити перші графітові реактори на природному урані.
Для початку ланцюгової реакції зазвичай досить нейтронів, народжених при спонтанному поділі ядер урану. Можна також використовувати зовнішні джерела нейтронів для запуску реактора, наприклад, суміші Ra і Be, 252Cf або інших речовин.
Йодна яма Йодна яма — стан ядерного реактора після його зупинки, що характеризується накопиченням короткоживучого ізотопу ксенону 135Xe, який є продуктом розпаду ізотопу йоду-135 (через що цей процес і дістав свою назву). Високий переріз захоплення теплових нейтронів ксеноном-135 призводить до тимчасової появи значної негативної реактивності, що, в свою чергу, робить складним вивід реактора на проєктну потужність протягом певного періоду після зупинки (близько 1-2 діб).
Класифікація
За призначенням За характером використання ядерні реактори поділяються на: