Цепная реакция деления.

Рассмотрим реакцию деления в смеси изотопов урана 238U и 235U.

В отдельных актах деления энергия рождающихся нейтронов может принимать значения от 100 эВ, до 10 МэВ. Средняя энергия около 2 МэВ. Нейтроны с такой энергией, могут разделить изотопы 238U, но как было сказано выше, на 1 нейтрон вызвавший деление 238U, придется четыре захваченных без деления, а в результате деления возникает в среднем 2,5 нейтрона, следовательно, коэффициент размножения Кэф = 5/2.5 = 0.5 - реакция затухающая. Можно сделать вывод, что при наличии только одного изотопа 238U осуществить цепную реакцию невозможно.

Нейтроны рожденные при делении с энергией 2 МэВ, в результате рассеяния потеряют свою энергию (замедлятся), чем ниже их энергия, тем больше эффективное сечение деления для изотопа 235U, однако в процессе замедления в какой-то момент времени энергия нейтронов будет находиться в диапазоне 7 эВ - 200 эВ, где сечение захвата для ядер 238U очень сильно возрастает. Поэтому до тепловой энергии, где вероятность деления 235U максимальна, сможет замедлится лишь малая часть нейтронов.

В естественном уране количество изотопа 235U составляет 0.7 % остальное 238U и для осуществления реакции необходимо произвести обогащение, увеличить концентрацию изотопа 235U таким образом, чтобы нейтроны после рождения сталкивались с ядрами 235U чаще, чем с ядрами 238U. В этом случае мы можем осуществить цепную реакцию деления на быстрых нейтронах.

Другим способом осуществления реакции деления в уране является использование замедлителя, например воды. Если нейтрон после рождения столкнется с ядром водорода, то он сбросит часть своей энергии, после нескольких столкновений (около 14) его энергия снизится до уровня тепловой, где вероятность деления 235U максимальна. В этом случае мы можем получить цепную реакцию в смеси изотопов урана с меньшем обогащением по 235U.

Реакторы, в которых большинство актов деления вызвано тепловыми нейтронами, называют реакторами на тепловых нейтронах. В таких реакторах обязательно используется замедлитель. В качестве замедлителей обычно используют:

Воду Н2О - реакторы типа ВВЭР, PWR;

Тяжелую воду D2O - реакторы типа CANDU;

Графит - реакторы типа РБМК, Magnox, HTGR.

В реакторе РБМК в качестве замедлителя используют графит. Нейтроны в них теряют свою энергию (замедляются) при столкновении с ядрами углерода. Причем количество столкновений необходимое для замедления быстрого нейтрона до теплового составляет для углерода около 114.

Управление цепной реакцией деления.

Необходимым условием для осуществления практической реализации цепной реакции деления, является наличие критической массы делящейся среды. Однако это не единственное условие. Получив критическую массу делящегося вещества, мы можем получить атомную бомбу, вместо атомной станции, если не сможем управлять цепной реакцией деления.

Процесс управления цепной реакцией сводится в конечном счете к изменению коэффициента размножения Кэф.

Практическая реализация управления реактором.

В современных энергетических реакторах управление цепной реакцией осуществляется путем введением в активную зону веществ поглощающих нейтроны. Помещая в активную зону стержень, содержащий поглощающий элемент, например бор, мы уменьшаем коэффициент размножения (вводим отрицательную реактивность), за счет того, что часть нейтронов, поглощаясь на ядрах бора, выбывает из цепной реакции. Если вернутся к формуле четырех сомножителей, мы уменьшаем величину q 51 - вероятность нейтронов поглотится в 235U. Вытаскивая стержень, мы увеличиваем q 5 , следовательно, увеличиваем коэффициент размножения.

Последовательность действий при увеличении мощности работающего реактора.

1 Выводится поглощающий стержень (вносится положительная реактивность). Коэффициент размножения становится больше 1, количество нейтронов и реакций деления растет, увеличивается мощность;

2 Выдерживается до требуемого значения время, необходимое для увеличения мощности;

3 Поглощающий стержень возвращается в исходное состояние (вносится отрицательная реактивность). Коэффициент размножения становится равным 1 Количество нейтронов во всех поколениях одинаково, мощность стабилизируется на новом уровне.

Поглощающий стержень, в данном случае, является органом регулирования реактивности. (В реакторе РБМК управляющие стержни содержат втулки из карбида бора заключенные в трубку из алюминиевого сплава диаметром 50 или 70 мм. Каждый регулирующий стержень помещен в отдельный канал и охлаждается водой контура СУЗ (система управления и защиты) при средней температуре 50 ° С. По своему назначению стержни делятся на стержни АЗ (аварийной зашиты), в РБМК таких стержней 24 штуки. Стержни автоматического регулирования - 12 штук. Стержни локального автоматического регулирования - 12 штук, стержни ручного регулирования -131, и 32 укороченных стержня поглотителя (УСП). Всего имеется 211 стержней. Причем укороченные стержни вводятся в АЗ снизу, остальные сверху.)

Кроме регулирующего стержня на реактивность оказывают влияние другие факторы, например: изменение плотности теплоносителя, изменение температуры и т.д. Знание и учет этих явлений являются важными аспектом безопасности при проектировании и эксплуатации атомных реакторов.

Последовательность событий

Это случилось во время эксперимента по изучению резервов безопасности реактора в различных ситуациях. Эксперимент намечалось проводить при пониженной мощности реактора. Эксперимент совпал с плановым гашением реактора. Обычно реакторы не только вырабатывают электроэнергию, но и потребляют ее для работы насосов системы охлаждения. Эта энергия берется из обычной электросети. Если же нормальное электроснабжение нарушается, то возможно переключение части вырабатываемой атомным реактором электроэнергии на нужды системы охлаждения реактора. Однако если действующий реактор не вырабатывает электроэнергию, такое происходит в процессе гашения реактора, то необходим внешний автономный источник питания - генератор. На запуск генератора требуется некоторое время, поэтому он не может обеспечить реактор необходимой электроэнергией сразу. Во время эксперимента на четвертом блоке ЧАЭС намеревались показать, что мощности электрического тока, вырабатываемого вращающимися по инерции турбинами после гашения реактора, достаточно для питания насосов охлаждения до включения дизельных генераторов. Ожидалось, что насосы обеспечат циркуляцию охладителя, достаточную для обеспечения безопасности реактора.

Много различных отчетов, объясняющих причины аварии, было опубликовано с тех пор. Но в этих отчетах много неувязок. Многие исследователи толковали некоторые данные каждый по-своему. С течением времени появилось еще больше различных толкований. Кроме того, некоторые авторы были лично заинтересованы в этом деле. Однако в большинстве отчетов сходна последовательность событий, которые привели к аварии.