Введение. 
Исследование ядерного реактора

Ядерный реактор (атомный реактор), устройство для осуществления управляемой ядерной цепной реакции деления. Первый ядерный реактор пущен в 1942 в США под руководством Э. Ферми. Первый европейский реактор ядерный реактор создан в Москве под руководством И. В. Курчатов. К 1982 году в мире работает около тысячи ядерных реакторов различных типов. Деление ядер происходит в активной зоне реактора, в которой сосредоточено ядерное топливо, и сопровождается высвобождением значительного количества энергии.

Схема энергетического ядерного реактора

Ядерные реакторы различают: по энергии нейтронов, вызывающих деление ядер (ядерные реакторы на тепловых, быстрых и промежуточных нейтронах); по характеру распределения ядерного топлива (гомогенные и гетерогенные); по используемому замедлителю (графитовые, водо-водяные и др.); по назначению (энергетические, исследовательские) и т. д. Используют для выработки электрической энергии на атомных электростанциях и в ядерных силовых установках атомных судов, для научных исследований, воспроизводства ядерного топлива и т. д. Основными частями любого ядерного реактора являются: активная зона, где находится ядерное топливо, протекает цепная реакция ядерного деления и выделяется энергия; отражатель нейтронов, окружающий активную зону; теплоноситель; система регулирования цепной реакции; радиационная защита.

Основная характеристика ядерного реактора — его мощность. Мощность в 1 МВт соответствует цепной реакции, в которой происходит 3. 1016 актов деления в 1 секунду. Состояние ядерного реактора характеризуется эффективным коэффициентом размножения нейтронов Кэф.

По конструкции ядерные реакторы делятся на гетерогенные, в которых ядерное топливо распределено в активной зоне дискретно в виде блоков, между которыми находится замедлитель нейтронов, и гомогенные, в которых ядерное топливо и замедлитель представляют однородную смесь (раствор или суспензия). Блоки с ядерным топливом в гетерогенном ядерном реакторе в виде стержней, называются тепловыделяющими элементами (ТВЭЛами), образуют правильную решётку (наиболее распространнёные ядерные ректоры. ядерный реактор энергетический топливо Условие критичности ядерного реактора имеет вид: Кэф=К.Р=1, где (1-Р) — вероятность утечки нейтронов из активной зоны ядерного реактора, К-коэффициент размножения нейтронов в активной зоне бесконечно больших размеров, определяемый так называемой «формулой четырёх сомножителей».

Значение v и n для тепловых нейтронов (по данным 1977 г.).

Здесь V — среднее число нейтронов, возникающее при делении. При увеличении энергии Еn нейтрона, вызывавшего деление, v растёт по закону: v= vт+0,15 Еn, где vт соответствует тепловым нейтронам. Объём энергетического ядерного реактора достигает сотен м3 и определяется главным образом возможностями теплосъёма. Минимальное количество делящегося вещества и минимальные размеры активной зоны, при которых в ядерном реакторе возможна цепная реакция, называется критической массой и критическим объёмом ядерного реактора. Наименьшей критической массой обладают ядерные реакторы с топливом в виде растворов солей чистых делящихся изотопов в воде и с водяным отражателем нейтронов. Для 235U критическая масса 0,8 кг, для 239Pu — 0,5 кг, для 252Cf — 10 г. Для уменьшения утечки нейтронов активной зоне придают сферическую или близкую к сферической форму, направленный цилиндр с высотой порядка диаметра или куб (наименьшее отношение поверхности к объёму).

Вероятность резонансного захвата нейтронов ядрами 238U в процессе замедления существенно снижается в гетерогенных ядерных реакторах, так как число нейтронов с энергией, близкой к резонансной, резко уменьшается внутри уранового блока и в поглощении участвует только внешний слой блока именно гетерогенная структура ядерного реактора позволяет осуществить цепной процесс на естественном уране. При этом уменьшается вероятность, что тепловой нейтрон вызовет деление.