Comment démarre un réacteur nucléaire. Où sont utilisés les réacteurs nucléaires ? Systèmes de contrôle à distance

Pour comprendre le principe de fonctionnement et la structure d'un réacteur nucléaire, vous devez compléter petite excursion au passé. Réacteur nucléaire- C'est le rêve vieux de plusieurs siècles de l'humanité d'une source d'énergie inépuisable, réalisé, bien que pas entièrement réalisé. Son ancien « ancêtre » est un feu fait de branches sèches, qui illuminait et réchauffait autrefois les voûtes de la grotte où nos lointains ancêtres trouvèrent le salut du froid. Plus tard, les gens ont maîtrisé les hydrocarbures - charbon, schiste, pétrole et gaz naturel.

Une ère turbulente mais de courte durée de la vapeur a commencé, qui a été remplacée par une ère encore plus fantastique de l'électricité. Les villes étaient remplies de lumière et les ateliers étaient remplis du bourdonnement de machines jusqu'alors inédites entraînées par des moteurs électriques. Il semblait alors que le progrès avait atteint son apogée.

Tout a changé dans fin XIX siècle, lorsque le chimiste français Antoine Henri Becquerel a découvert par hasard que les sels d'uranium sont radioactifs. 2 ans plus tard, ses compatriotes Pierre Curie et son épouse Maria Sklodowska-Curie en obtenaient du radium et du polonium, et leur niveau de radioactivité était des millions de fois supérieur à celui du thorium et de l'uranium.

Le relais a été repris par Ernest Rutherford, qui a étudié en détail la nature des rayons radioactifs. Ainsi commença l’ère de l’atome, qui donna naissance à son enfant bien-aimé : le réacteur atomique.

Premier réacteur nucléaire

« Firstborn » vient des États-Unis. En décembre 1942, le premier courant est généré par le réacteur qui prend le nom de son créateur, l'un des les plus grands physiciens siècle E. Fermi. Trois ans plus tard, la centrale nucléaire ZEEP prenait vie au Canada. Le «bronze» a été attribué au premier réacteur soviétique F-1, lancé fin 1946. I.V. Kurchatov est devenu le chef du projet nucléaire national. Aujourd’hui, plus de 400 centrales nucléaires fonctionnent avec succès dans le monde.

Types de réacteurs nucléaires

Leur objectif principal est de soutenir une réaction nucléaire contrôlée produisant de l’électricité. Certains réacteurs produisent des isotopes. En bref, ce sont des dispositifs au fond desquels certaines substances se transforment en d'autres avec libération d'une grande quantité d'énergie thermique. Il s'agit d'une sorte de « four » où, à la place des combustibles traditionnels, sont brûlés les isotopes de l'uranium - U-235, U-238 et plutonium (Pu).

Contrairement, par exemple, à une voiture conçue pour plusieurs types d'essence, chaque type de combustible radioactif possède son propre type de réacteur. Il y en a deux - sur les neutrons lents (avec U-235) et rapides (avec U-238 et Pu). La plupart des centrales nucléaires disposent de réacteurs à neutrons lents. Outre les centrales nucléaires, les installations « fonctionnent » en centres de recherche, sur les sous-marins nucléaires et.

Comment fonctionne le réacteur

Tous les réacteurs ont à peu près le même circuit. Son « cœur » est la zone active. Il peut être grossièrement comparé au foyer d’un poêle conventionnel. Seulement, au lieu du bois de chauffage, il existe du combustible nucléaire sous forme d'éléments combustibles avec un modérateur - des barres de combustible. La zone active est située à l'intérieur d'une sorte de capsule - un réflecteur de neutrons. Les barres de combustible sont « lavées » par le liquide de refroidissement – ​​l’eau. Parce que dans le « cœur » il y a très haut niveau radioactivité, il est entouré d’une radioprotection fiable.

Les opérateurs contrôlent le fonctionnement de l'usine à l'aide de deux systèmes critiques : le contrôle de la réaction en chaîne et un système de contrôle à distance. S'il y a situation d'urgence, la protection d'urgence est instantanément activée.

Comment fonctionne un réacteur ?

La « flamme » atomique est invisible, puisque les processus se produisent au niveau de la fission nucléaire. Au cours d'une réaction en chaîne, les noyaux lourds se désintègrent en fragments plus petits qui, étant dans un état excité, deviennent des sources de neutrons et d'autres particules subatomiques. Mais le processus ne s’arrête pas là. Les neutrons continuent de se « diviser », ce qui libère beaucoup d'énergie, ce qui est la raison pour laquelle les centrales nucléaires sont construites.

La tâche principale du personnel est de maintenir la réaction en chaîne à l'aide de barres de commande à un niveau constant et réglable. C'est sa principale différence avec une bombe atomique, où le processus de désintégration nucléaire est incontrôlable et se déroule rapidement, sous la forme d'une puissante explosion.

Que s'est-il passé à la centrale nucléaire de Tchernobyl

L'une des principales raisons de la catastrophe Centrale nucléaire de Tchernobyl en avril 1986 – violation flagrante règles de sécurité de fonctionnement lors de l'entretien courant de la 4ème tranche. Ensuite, 203 tiges de graphite ont été simultanément retirées du noyau au lieu des 15 autorisées par la réglementation. En conséquence, la réaction en chaîne incontrôlable qui a commencé s'est soldée par une explosion thermique et la destruction complète du groupe motopropulseur.

Réacteurs de nouvelle génération

Pour dernière décennie La Russie est devenue l’un des leaders mondiaux de l’énergie nucléaire. Sur à l'heure actuelle La société d'État Rosatom construit des centrales nucléaires dans 12 pays, où 34 unités sont en cours de construction. Une demande aussi élevée témoigne du haut niveau de la technologie nucléaire russe moderne. Viennent ensuite les nouveaux réacteurs de 4e génération.

"Brest"

L'un d'eux est Brest, développé dans le cadre du projet Breakthrough. Maintenant systèmes d'exploitation les systèmes à cycle ouvert fonctionnent avec de l'uranium faiblement enrichi, ce qui laisse une grande quantité de combustible usé qui doit être éliminée, ce qui entraîne des coûts énormes. "Brest" - un réacteur à neutrons rapides est unique dans son cycle fermé.

Dans ce document, le combustible usé, après un traitement approprié dans un réacteur à neutrons rapides, redevient du combustible à part entière, qui peut être rechargé dans la même installation.

Brest se distingue par un haut niveau de sécurité. Il n'« explosera » jamais même lors de l'accident le plus grave, il est très économique et respectueux de l'environnement, puisqu'il réutilise son uranium « renouvelé ». Il ne peut pas non plus être utilisé pour produire du plutonium de qualité militaire, ce qui ouvre les plus larges perspectives d’exportation.

VVER-1200

VVER-1200 est un réacteur innovant de génération 3+ d'une capacité de 1 150 MW. Grâce à son caractère unique capacités techniques, il a une sécurité de fonctionnement presque absolue. Le réacteur est largement équipé de systèmes de sécurité passive qui fonctionneront automatiquement même en l'absence d'alimentation électrique.

L'un d'eux est un système d'évacuation de chaleur passif, qui est automatiquement activé lorsque le réacteur est complètement hors tension. Dans ce cas, des réservoirs hydrauliques de secours sont prévus. S'il y a une chute de pression anormale dans le circuit primaire, une grande quantité d'eau contenant du bore commence à être fournie au réacteur, ce qui éteint la réaction nucléaire et absorbe les neutrons.

Un autre savoir-faire se situe dans la partie inférieure de la coque de protection - le « piège » à fusion. Si, à la suite d'un accident, le noyau « fuit », le « piège » ne permettra pas l'effondrement de l'enveloppe de confinement et empêchera les produits radioactifs de pénétrer dans le sol.

Conception et principe de fonctionnement

Mécanisme de libération d'énergie

La transformation d'une substance s'accompagne de la libération d'énergie libre uniquement si la substance dispose d'une réserve d'énergie. Ce dernier signifie que les microparticules d'une substance sont dans un état avec une énergie de repos supérieure à celle d'un autre état possible vers lequel il existe une transition. Une transition spontanée est toujours empêchée par une barrière énergétique, pour surmonter laquelle la microparticule doit recevoir une certaine quantité d'énergie de l'extérieur - l'énergie d'excitation. La réaction exoénergétique consiste dans le fait que lors de la transformation suivant l'excitation, plus d'énergie est libérée qu'il n'en faut pour exciter le processus. Il existe deux manières de surmonter la barrière énergétique : soit grâce à l'énergie cinétique des particules en collision, soit grâce à l'énergie de liaison de la particule qui se joint.

Si nous gardons à l’esprit l’échelle macroscopique de libération d’énergie, alors toutes, ou au moins une partie des particules de la substance, doivent avoir l’énergie cinétique nécessaire pour exciter des réactions. Ceci n'est réalisable qu'en augmentant la température du milieu jusqu'à une valeur à laquelle l'énergie du mouvement thermique se rapproche du seuil énergétique limitant le déroulement du processus. Dans le cas de transformations moléculaires, c'est-à-dire de réactions chimiques, une telle augmentation est généralement de plusieurs centaines de kelvins, mais dans le cas de réactions nucléaires, elle est d'au moins 10 7 en raison de la même haute altitude Barrières coulombiennes de noyaux en collision. L'excitation thermique des réactions nucléaires n'est réalisée en pratique que lors de la synthèse des noyaux les plus légers, dans lesquels les barrières coulombiennes sont minimes (fusion thermonucléaire).

L'excitation en joignant des particules ne nécessite pas une grande énergie cinétique et ne dépend donc pas de la température du milieu, car elle se produit en raison de liaisons inutilisées inhérentes aux forces d'attraction des particules. Mais pour susciter des réactions, les particules elles-mêmes sont nécessaires. Et si encore une fois nous n'entendons pas un acte de réaction séparé, mais la production d'énergie à l'échelle macroscopique, alors cela n'est possible que lorsqu'une réaction en chaîne se produit. Cette dernière se produit lorsque les particules qui excitent la réaction réapparaissent comme produits d’une réaction exoénergétique.

Conception

Tout réacteur nucléaire se compose des éléments suivants :

• Noyau avec combustible nucléaire et modérateur ;
• Réflecteur de neutrons entourant le noyau ;
• Système de contrôle de réaction en chaîne, y compris protection d'urgence ;
• Radioprotection ;
• Système de contrôle à distance.

Principes physiques de fonctionnement

Voir aussi les articles principaux :

L'état actuel d'un réacteur nucléaire peut être caractérisé par le facteur de multiplication effectif des neutrons k ou réactivité ρ , qui sont liés par la relation suivante :

Les valeurs suivantes sont typiques pour ces quantités :

• k> 1 - la réaction en chaîne augmente avec le temps, le réacteur est en supercritique l'état, sa réactivité ρ > 0;
• k < 1 - реакция затухает, реактор - sous-critique, ρ < 0;
• k = 1, ρ = 0 - le nombre de fissions nucléaires est constant, le réacteur est dans un état stable critique condition.

Condition de criticité pour un réacteur nucléaire :

, Où

L'inversion du facteur de multiplication à l'unité est obtenue en équilibrant la multiplication des neutrons avec leurs pertes. Il y a en réalité deux raisons aux pertes : la capture sans fission et la fuite des neutrons hors du milieu de reproduction.

Il est évident que k< k 0 , поскольку в конечном объёме вследствие утечки потери нейтронов обязательно больше, чем в бесконечном. Поэтому, если в веществе данного состава k 0 < 1, то цепная самоподдерживающаяся реакция невозможна как в бесконечном, так и в любом конечном объёме. Таким образом, k 0 определяет принципиальную способность среды размножать нейтроны.

k 0 pour les réacteurs thermiques peut être déterminé par la « formule à 4 facteurs » :

, Où

• η est le rendement neutronique pour deux absorptions.

Volumes de modernité réacteurs de puissance peuvent atteindre des centaines de m³ et sont déterminés principalement non par les conditions de criticité, mais par les capacités d'évacuation de la chaleur.

Volume critique réacteur nucléaire - le volume du cœur du réacteur dans un état critique. Masse critique- la masse de matière fissile du réacteur, qui se trouve dans un état critique.

Les réacteurs dans lesquels le combustible est constitué de solutions aqueuses de sels d'isotopes fissiles purs avec un réflecteur de neutrons à eau ont la masse critique la plus faible. Pour 235 U, cette masse est de 0,8 kg, pour 239 Pu - 0,5 kg. Il est cependant bien connu que la masse critique du réacteur LOPO (le premier réacteur à uranium enrichi au monde), doté d'un réflecteur à oxyde de béryllium, était de 0,565 kg, malgré le fait que le degré d'enrichissement en isotope 235 n'était que légèrement supérieur. que 14 %. Théoriquement, il possède la plus petite masse critique, pour laquelle cette valeur n'est que de 10 g.

Afin de réduire les fuites de neutrons, le noyau prend une forme sphérique ou proche de la sphère, par exemple un cylindre ou un cube court, car ces figures ont le plus petit rapport surface/volume.

Malgré le fait que la valeur (e - 1) soit généralement faible, le rôle de la reproduction de neutrons rapides est assez important, puisque pour les grands réacteurs nucléaires (K ∞ - 1)<< 1. Без этого процесса было бы невозможным создание первых графитовых реакторов на естественном уране.

Pour déclencher une réaction en chaîne, les neutrons produits lors de la fission spontanée des noyaux d’uranium suffisent généralement. Il est également possible d'utiliser une source externe de neutrons pour démarrer le réacteur, par exemple un mélange de et, ou d'autres substances.

Fosse à iode

Article principal: fosse à iode

Puits d'iode - état d'un réacteur nucléaire après son arrêt, caractérisé par l'accumulation de l'isotope xénon à courte durée de vie. Ce processus conduit à l'apparition temporaire d'une réactivité négative importante, qui, à son tour, rend impossible l'amenée du réacteur à sa capacité nominale dans un certain délai (environ 1 à 2 jours).

Classification

Par objectif

Par nature d'utilisation réacteurs nucléaires sont divisés en :

• Réacteurs de puissance conçu pour produire de l'énergie électrique et thermique utilisée dans le secteur de l'énergie, ainsi que pour le dessalement de l'eau de mer (les réacteurs de dessalement sont également classés comme industriels). De tels réacteurs sont principalement utilisés dans les centrales nucléaires. La puissance thermique des réacteurs de puissance modernes atteint 5 GW. Un groupe distinct comprend :
  • Réacteurs de transport, conçu pour fournir de l'énergie aux moteurs des véhicules. Les groupes d'applications les plus larges sont les réacteurs de transport maritime utilisés sur les sous-marins et divers navires de surface, ainsi que les réacteurs utilisés dans la technologie spatiale.
• Réacteurs expérimentaux, destiné à l'étude de diverses grandeurs physiques dont la valeur est nécessaire à la conception et à l'exploitation des réacteurs nucléaires ; La puissance de tels réacteurs ne dépasse pas plusieurs kW.
• Réacteurs de recherche, dans lequel les flux de neutrons et de quanta gamma créés dans le cœur sont utilisés pour la recherche dans le domaine de la physique nucléaire, de la physique du solide, de la chimie des rayonnements, de la biologie, pour tester des matériaux destinés à fonctionner dans des flux de neutrons intenses (y compris des pièces de réacteurs nucléaires) pour la production d'isotopes. La puissance des réacteurs de recherche ne dépasse pas 100 MW. L'énergie libérée n'est généralement pas utilisée.
• Réacteurs industriels (armes, isotopes), utilisé pour produire des isotopes utilisés dans divers domaines. Le plus largement utilisé pour produire des matériaux d’armes nucléaires, tels que le 239 Pu. Sont également classés comme industriels les réacteurs utilisés pour le dessalement de l’eau de mer.

Souvent, les réacteurs sont utilisés pour résoudre deux ou plusieurs problèmes différents, auquel cas ils sont appelés polyvalent. Par exemple, certains réacteurs de puissance, surtout au début de l’énergie nucléaire, étaient conçus principalement à des fins d’expérimentation. Les réacteurs à neutrons rapides peuvent produire simultanément de l’énergie et des isotopes. Les réacteurs industriels, en plus de leur tâche principale, génèrent souvent de l'énergie électrique et thermique.

Selon le spectre neutronique

• Réacteur à neutrons thermiques (lents) (« réacteur thermique »)
• Réacteur à neutrons rapides (« réacteur rapide »)

Par placement de combustible

• Les réacteurs hétérogènes, où le combustible est placé discrètement dans le cœur sous forme de blocs, entre lesquels se trouve un modérateur ;
• Réacteurs homogènes, où le combustible et le modérateur constituent un mélange homogène (système homogène).

Dans un réacteur hétérogène, le combustible et le modérateur peuvent être spatialement séparés, en particulier, dans un réacteur à cavité, le modérateur-réflecteur entoure une cavité avec du combustible ne contenant pas de modérateur. D'un point de vue physique nucléaire, le critère d'homogénéité/hétérogénéité n'est pas la conception, mais le placement des blocs de combustible à une distance dépassant la longueur de modération neutronique dans un modérateur donné. Ainsi, les réacteurs dits « à grille fermée » sont conçus comme homogènes, bien que le combustible y soit généralement séparé du modérateur.

Les blocs de combustible nucléaire dans un réacteur hétérogène sont appelés assemblages combustibles (FA), qui sont situés dans le cœur aux nœuds d'un réseau régulier, formant cellules.

Par type de carburant

• Isotopes de l'uranium 235, 238, 233 (235 U, 238 U, 233 U)
• isotope du plutonium 239 (239 Pu), également isotopes 239-242 Pu sous forme de mélange avec 238 U (carburant MOX)
• Isotope du thorium 232 (232 Th) (via conversion en 233 U)

Par degré d'enrichissement :

• uranium naturel
• uranium faiblement enrichi
• uranium hautement enrichi

Par composition chimique :

• métal U
• UC (carbure d'uranium), etc.

Par type de liquide de refroidissement

• Gaz, (voir Réacteur graphite-gaz)
• D 2 O (eau lourde, voir Réacteur nucléaire à eau lourde, CANDU)

Par type de modérateur

• C (graphite, voir Réacteur graphite-gaz, Réacteur graphite-eau)
• H2O (eau, voir Réacteur à eau légère, Réacteur refroidi à l'eau, VVER)
• D 2 O (eau lourde, voir Réacteur nucléaire à eau lourde, CANDU)
• Hydrures métalliques
• Sans modérateur (voir Réacteur rapide)

Par conception

Par méthode de génération de vapeur

• Réacteur avec générateur de vapeur externe (Voir Réacteur eau-eau, VVER)

Classement AIEA

• REP (réacteurs à eau sous pression) - réacteur eau-eau (réacteur à eau sous pression) ;
• BWR (réacteur à eau bouillante) - réacteur à eau bouillante ;
• FBR (réacteur surgénérateur rapide) - réacteur surgénérateur rapide ;
• GCR (réacteur refroidi au gaz) - réacteur refroidi au gaz ;
• LWGR (réacteur graphite-eau légère) - réacteur graphite-eau
• PHWR (réacteur à eau lourde sous pression) - réacteur à eau lourde

Les plus répandus dans le monde sont les réacteurs à eau sous pression (environ 62 %) et à eau bouillante (20 %).

Matériaux de réacteur

Les matériaux à partir desquels les réacteurs sont construits fonctionnent à des températures élevées dans un champ de neutrons, de quanta γ et de fragments de fission. Par conséquent, tous les matériaux utilisés dans d’autres branches technologiques ne conviennent pas à la construction de réacteurs. Lors du choix des matériaux pour réacteurs, leur résistance aux radiations, leur inertie chimique, leur section efficace d'absorption et d'autres propriétés sont prises en compte.

L’instabilité des matériaux aux rayonnements a moins d’effet à haute température. La mobilité des atomes devient si grande que la probabilité de retour des atomes expulsés du réseau cristallin à leur place ou de recombinaison de l'hydrogène et de l'oxygène en une molécule d'eau augmente considérablement. Ainsi, la radiolyse de l'eau est insignifiante dans les réacteurs énergétiques sans ébullition (par exemple VVER), tandis que dans les réacteurs de recherche puissants, une quantité importante de mélange explosif est libérée. Les réacteurs disposent de systèmes spéciaux pour le brûler.

Les matériaux du réacteur sont en contact les uns avec les autres (enveloppe combustible avec caloporteur et combustible nucléaire, cassettes de combustible avec caloporteur et modérateur, etc.). Bien entendu, les matériaux en contact doivent être chimiquement inertes (compatibles). Un exemple d'incompatibilité est l'uranium et l'eau chaude entrant dans une réaction chimique.

Pour la plupart des matériaux, les propriétés de résistance se détériorent fortement avec l'augmentation de la température. Dans les réacteurs de puissance, les matériaux de structure fonctionnent à des températures élevées. Cela limite le choix des matériaux de construction, notamment pour les parties du réacteur de puissance qui doivent résister à des pressions élevées.

Burnout et reproduction du combustible nucléaire

Lors du fonctionnement d'un réacteur nucléaire, en raison de l'accumulation de fragments de fission dans le combustible, sa composition isotopique et chimique change et des éléments transuraniens, principalement des isotopes, se forment. L'effet des fragments de fission sur la réactivité d'un réacteur nucléaire est appelé empoisonnement(pour les fragments radioactifs) et scories(pour les isotopes stables).

La principale raison de l'empoisonnement du réacteur est le , qui possède la plus grande section efficace d'absorption des neutrons (2,6·10 6 barn). Demi-vie du 135 Xe T 1/2 = 9,2 heures ; Le rendement lors de la division est de 6 à 7 %. La majeure partie du 135 Xe est formée à la suite de la désintégration ( T 1/2 = 6,8 heures). En cas d'empoisonnement, Keff change de 1 à 3%. La grande section efficace d'absorption du 135 Xe et la présence de l'isotope intermédiaire 135 I conduisent à deux phénomènes importants :

1. À une augmentation de la concentration en 135 Xe et, par conséquent, à une diminution de la réactivité du réacteur après son arrêt ou sa réduction de puissance (« puits à iode »), ce qui rend impossibles les arrêts de courte durée et les fluctuations de la puissance de sortie . Cet effet est surmonté par l'introduction d'une réserve de réactivité dans les organismes de réglementation. La profondeur et la durée du puits d'iode dépendent du flux de neutrons Ф : à Ф = 5·10 18 neutrons/(cm²·sec), la durée du puits d'iode est de ˜ 30 heures et la profondeur est 2 fois supérieure à la profondeur stationnaire. changement dans Keff causé par un empoisonnement au 135 Xe.
2. En raison d'un empoisonnement, des fluctuations spatio-temporelles du flux de neutrons F et, par conséquent, de la puissance du réacteur peuvent se produire. Ces oscillations se produisent à Ф > 10 18 neutrons/(cm²·sec) et dans des réacteurs de grande taille. Périodes d'oscillation ˜ 10 heures.

Quand se produit la fission nucléaire grand nombre fragments stables qui diffèrent par leurs sections efficaces d'absorption par rapport à la section efficace d'absorption de l'isotope fissile. La concentration de fragments à grande section efficace d'absorption atteint la saturation dès les premiers jours de fonctionnement du réacteur. Il s’agit principalement de crayons combustibles d’« âges » différents.

Dans le cas d'un changement complet de combustible, le réacteur présente un excès de réactivité qu'il convient de compenser, alors que dans le second cas, la compensation n'est requise qu'au premier démarrage du réacteur. Une surcharge continue permet d'augmenter la profondeur de combustion, puisque la réactivité du réacteur est déterminée par les concentrations moyennes en isotopes fissiles.

La masse de carburant chargé dépasse la masse de carburant déchargé en raison du « poids » de l’énergie libérée. Après l'arrêt du réacteur, d'abord principalement en raison de la fission par les neutrons retardés, puis, après 1 à 2 minutes, en raison du rayonnement β et γ des fragments de fission et des éléments transuraniens, la libération d'énergie dans le combustible se poursuit. Si le réacteur a fonctionné suffisamment longtemps avant de s'arrêter, alors 2 minutes après l'arrêt, la libération d'énergie est d'environ 3%, après 1 heure - 1%, après une journée - 0,4%, après un an - 0,05% de la puissance initiale.

Le rapport entre le nombre d'isotopes fissiles du Pu formés dans un réacteur nucléaire et la quantité de 235 U brûlé est appelé taux de conversion KK. La valeur de K K augmente avec la diminution de l'enrichissement et de la combustion. Pour un réacteur à eau lourde utilisant de l'uranium naturel, avec une combustion de 10 GW jour/t K K = 0,55, et avec de petites combustions (dans ce cas K K est appelé coefficient initial de plutonium) KK = 0,8. Si un réacteur nucléaire brûle et produit les mêmes isotopes (réacteur surgénérateur), alors le rapport entre le taux de reproduction et le taux de combustion est appelé taux de reproduction K V. Dans les réacteurs nucléaires utilisant des neutrons thermiques K V< 1, а для реакторов на быстрых нейтронах К В может достигать 1,4-1,5. Рост К В для реакторов на быстрых нейтронах объясняется главным образом тем, что, особенно в случае 239 Pu, для быстрых нейтронов g grandit et UN tombe.

Contrôle des réacteurs nucléaires

Le contrôle d'un réacteur nucléaire n'est possible que du fait que lors de la fission, une partie des neutrons s'échappent des fragments avec un retard pouvant aller de plusieurs millisecondes à plusieurs minutes.

Pour contrôler le réacteur, on utilise des barres absorbantes, introduites dans le cœur, constituées de matériaux absorbant fortement les neutrons (principalement et quelques autres) et/ou d'une solution d'acide borique, ajoutée au liquide de refroidissement dans une certaine concentration (contrôle du bore). . Le mouvement des tiges est contrôlé par des mécanismes spéciaux, des entraînements, fonctionnant selon les signaux de l'opérateur ou des équipements de contrôle automatique du flux neutronique.

En cas de diverses situations d'urgence, chaque réacteur est doté d'un arrêt d'urgence de la réaction en chaîne, réalisé en laissant tomber toutes les barres absorbantes dans le cœur - un système de protection d'urgence.

Chaleur résiduelle

Un problème important directement lié à la sûreté nucléaire est la chaleur résiduelle. Ce particularité combustible nucléaire, qui consiste dans le fait qu'après l'arrêt de la réaction en chaîne de fission et l'inertie thermique habituelle à toute source d'énergie, le dégagement de chaleur dans le réacteur se poursuit pendant longtemps, ce qui crée un certain nombre de problèmes techniquement complexes.

La chaleur résiduelle est une conséquence de la désintégration β et γ des produits de fission accumulés dans le combustible pendant le fonctionnement du réacteur. Les noyaux des produits de fission, en raison de la désintégration, se transforment en un état plus stable ou complètement stable avec la libération d'une énergie importante.

Bien que le taux de dégagement de chaleur résiduelle diminue rapidement jusqu'à des valeurs faibles par rapport aux valeurs en régime permanent, dans les réacteurs de puissance de grande puissance, il est significatif en termes absolus. Pour cette raison, la génération de chaleur résiduelle nécessite longue durée assurer l’évacuation de la chaleur du cœur du réacteur après l’arrêt. Cette tâche nécessite que la conception de l'installation du réacteur comprenne des systèmes de refroidissement dotés d'une alimentation électrique fiable, et nécessite également un stockage à long terme (3 à 4 ans) du combustible nucléaire usé dans des installations de stockage avec des équipements spéciaux. conditions de température- les piscines de refroidissement, généralement situées à proximité immédiate du réacteur.

Voir aussi

• Liste des réacteurs nucléaires conçus et construits en Union soviétique

Littérature

• Levin V.E. Physique nucléaire et les réacteurs nucléaires. 4e éd. - M. : Atomizdat, 1979.
• Shukolyukov A. Yu. «Uranium. Réacteur nucléaire naturel. « Chimie et Vie » n°6, 1980, p. 20-24

Remarques

1. "ZEEP - Le premier réacteur nucléaire du Canada", Musée des sciences et de la technologie du Canada.
2. Greshilov A.A., Egupov N.D., Matushchenko A.M. Bouclier nucléaire. - M. : Logos, 2008. - 438 p. -

Un réacteur nucléaire est un dispositif dans lequel se produit une réaction nucléaire en chaîne contrôlée, accompagnée d'une libération d'énergie.

Histoire

Une réaction en chaîne contrôlée et autonome de fission nucléaire (réaction en chaîne en abrégé) a été réalisée pour la première fois en décembre 1942. Un groupe de physiciens Université de Chicago, dirigé par E.Fermi, a construit le premier réacteur nucléaire au monde, appelé SR-1. Il s'agissait de blocs de graphite, entre lesquels se trouvaient des boules d'uranium naturel et de son dioxyde. Neutrons rapides apparaissant après la fission nucléaire 235U, ont été ralentis par le graphite jusqu'aux énergies thermiques, puis ont provoqué de nouvelles fissions nucléaires. Les réacteurs comme le SR-1, dans lesquels la majorité des fissions se produisent sous l'influence de neutrons thermiques, sont appelés réacteurs à neutrons thermiques. Ils contiennent beaucoup de modérateur par rapport à l'uranium.

DANS URSS des études théoriques et expérimentales sur les caractéristiques de démarrage, d'exploitation et de contrôle des réacteurs ont été réalisées par un groupe de physiciens et d'ingénieurs sous la direction de l'académicien I. V. Kurchatova. Le premier réacteur soviétique F1 placé dans un état critique le 25 décembre 1946. Le réacteur F-1 est constitué de blocs de graphite et a la forme d'une boule d'un diamètre d'environ 7,5 m. Dans la partie centrale de la boule d'un diamètre de 6 m, de l'uranium. les tiges sont placées dans des trous dans les blocs de graphite. Les résultats des recherches sur le réacteur F-1 sont devenus la base de projets de réacteurs industriels plus complexes. En 1949, un réacteur de production de plutonium est mis en service et le 27 juin 1954, le premier réacteur au monde centrale nucléaire d'une capacité électrique de 5 MW à Obninsk.

Conception et principe de fonctionnement

Mécanisme de libération d'énergie

La transformation d'une substance s'accompagne de la libération d'énergie libre uniquement si la substance dispose d'une réserve d'énergie. Ce dernier signifie que les microparticules d'une substance sont dans un état avec une énergie de repos supérieure à celle d'un autre état possible vers lequel il existe une transition. Une transition spontanée est toujours empêchée par une barrière énergétique, pour surmonter laquelle la microparticule doit recevoir une certaine quantité d'énergie de l'extérieur - l'énergie d'excitation. La réaction exoénergétique consiste dans le fait que lors de la transformation suivant l'excitation, plus d'énergie est libérée qu'il n'en faut pour exciter le processus. Il existe deux manières de surmonter la barrière énergétique : soit grâce à l'énergie cinétique des particules en collision, soit grâce à l'énergie de liaison de la particule qui se joint.

Si nous gardons à l’esprit l’échelle macroscopique de libération d’énergie, alors toutes, ou au moins une partie des particules de la substance, doivent avoir l’énergie cinétique nécessaire pour exciter des réactions. Ceci n'est réalisable qu'en augmentant la température du milieu jusqu'à une valeur à laquelle l'énergie du mouvement thermique se rapproche du seuil énergétique limitant le déroulement du processus. Dans le cas de transformations moléculaires, c'est-à-dire de réactions chimiques, une telle augmentation est généralement de plusieurs centaines de degrés Kelvin, mais dans le cas de réactions nucléaires, elle est d'au moins 107°K en raison de la très grande hauteur des barrières coulombiennes des noyaux en collision. L'excitation thermique des réactions nucléaires n'est réalisée en pratique que lors de la synthèse des noyaux les plus légers, dans lesquels les barrières coulombiennes sont minimes (fusion thermonucléaire). L'excitation en joignant des particules ne nécessite pas une grande énergie cinétique et ne dépend donc pas de la température du milieu, car elle se produit en raison de liaisons inutilisées inhérentes aux forces d'attraction des particules. Mais pour susciter des réactions, les particules elles-mêmes sont nécessaires. Et si encore une fois nous n'entendons pas un acte de réaction séparé, mais la production d'énergie à l'échelle macroscopique, alors cela n'est possible que lorsqu'une réaction en chaîne se produit. Cette dernière se produit lorsque les particules qui excitent la réaction réapparaissent comme produits d’une réaction exoénergétique.

Structure schématique d'un réacteur à neutrons thermiques hétérogène1 - barre de commande ; 2 - protection biologique ; 3 - protection thermique ; 4 - modérateur ; 5 - combustible nucléaire ; 6 - liquide de refroidissement.

Conception schématique d'un réacteur à neutrons thermiques hétérogène

tige de commande;

protection biologique;

protection thermique;

modérateur;

combustible nucléaire;

liquide de refroidissement.

Conception

Tout réacteur nucléaire se compose des éléments suivants :

Noyau avec combustible nucléaire et modérateur ;

Réflecteur de neutrons entourant le noyau ;

Liquide de refroidissement ;

Système de contrôle de réaction en chaîne, y compris protection d'urgence

Radioprotection

Système de contrôle à distance

La principale caractéristique d’un réacteur est sa puissance. Une puissance de 1 MW correspond à une réaction en chaîne dans laquelle se produisent 3,1016 fissions en 1 seconde.

Principes physiques de fonctionnement

L'état actuel d'un réacteur nucléaire peut être caractérisé par le facteur de multiplication neutronique effectif k ou la réactivité ρ, qui sont liés par la relation suivante :

Les valeurs suivantes sont typiques pour ces quantités :

k > 1 - la réaction en chaîne augmente avec le temps, le réacteur est dans un état supercritique, sa réactivité ρ > 0 ;

k< 1 — реакция затухает, реактор — подкритичен, ρ < 0;

k = 1, ρ = 0 - le nombre de fissions nucléaires est constant, le réacteur est dans un état critique stable.

Condition de criticité pour un réacteur nucléaire :

ω est la fraction du nombre total de neutrons produits dans le réacteur qui sont absorbés dans le cœur du réacteur, ou la probabilité qu'un neutron évite une fuite du volume final.

k 0 est le facteur de multiplication des neutrons dans un noyau infiniment grand.

L'inversion du facteur de multiplication à l'unité est obtenue en équilibrant la multiplication des neutrons avec leurs pertes. Il y a en réalité deux raisons aux pertes : la capture sans fission et la fuite des neutrons hors du milieu de reproduction.

Il est évident que k< k0, поскольку в конечном объёме вследствие утечки потери нейтронов обязательно больше, чем в бесконечном. Поэтому, если в веществе данного состава k0 < 1, то цепная самоподдерживающаяся реакция невозможна как в бесконечном, так и в любом конечном объёме. Таким образом, k0 определяет принципиальную способность среды размножать нейтроны

k0 pour les réacteurs thermiques peut être déterminé à l'aide de la « formule à 4 facteurs » :

μ - facteur de multiplication des neutrons rapides ;

φ est la probabilité d'éviter la capture résonante ;

θ - facteur d'utilisation des neutrons thermiques ;

η est le rendement en neutrons par absorption.

Les volumes des réacteurs de puissance modernes peuvent atteindre des centaines de m3 et sont déterminés principalement non par les conditions de criticité, mais par les capacités d'évacuation de la chaleur.

Le volume critique d'un réacteur nucléaire est le volume du cœur du réacteur dans un état critique. La masse critique est la masse de matière fissile dans un réacteur qui se trouve dans un état critique.

Les réacteurs dans lesquels le combustible est constitué de solutions aqueuses de sels d'isotopes fissiles purs avec un réflecteur de neutrons à eau ont la masse critique la plus faible. Pour 235 U, cette masse est de 0,8 kg, pour 239 Pu - 0,5 kg. Théoriquement, le 251 Cf possède la plus petite masse critique, pour laquelle cette valeur n'est que de 10 g.

Afin de réduire les fuites de neutrons, le noyau prend une forme sphérique ou proche de la sphère, par exemple un cylindre ou un cube court, car ces figures ont le plus petit rapport surface/volume.

Malgré le fait que la valeur de (e - 1) soit généralement faible, le rôle de la multiplication des neutrons rapides est assez important, puisque pour les grands réacteurs nucléaires (K∞ - 1)<< 1. Без этого процесса было бы невозможным создание первых графитовых реакторов на естественном уране.

Pour déclencher une réaction en chaîne, les neutrons produits lors de la fission spontanée des noyaux d’uranium suffisent généralement. Il est également possible d'utiliser une source externe de neutrons pour démarrer le réacteur, par exemple un mélange de Ra et Be, 252 Cf ou d'autres substances.

Fosse à iode

La fosse d'iode est un état d'un réacteur nucléaire après son arrêt, caractérisé par l'accumulation d'un isotope à courte durée de vie du xénon (135 Xe). Ce processus conduit à l'apparition temporaire d'une réactivité négative importante, qui, à son tour, rend impossible l'amenée du réacteur à sa capacité nominale dans un certain délai (environ 1 à 2 jours).

Classification

Par nature d'utilisation

Selon la nature de leur utilisation, les réacteurs nucléaires sont répartis en :

Réacteurs expérimentaux destinés à étudier diverses grandeurs physiques dont l'importance est nécessaire à la conception et à l'exploitation des réacteurs nucléaires ; la puissance de tels réacteurs ne dépasse pas plusieurs kW ;

Réacteurs de recherche, dans lesquels les flux de neutrons et de quanta γ créés dans le cœur sont utilisés pour la recherche dans le domaine de la physique nucléaire, de la physique du solide, de la chimie des rayonnements, de la biologie, pour tester des matériaux destinés à fonctionner dans des flux de neutrons intenses (y compris . pièces des réacteurs nucléaires), pour la production d'isotopes. La puissance des réacteurs de recherche ne dépasse pas 100 MW ; L’énergie libérée n’est généralement pas utilisée.

Réacteurs isotopiques (armes, industriels) utilisés pour produire des isotopes utilisés dans les armes nucléaires, par exemple le 239Pu.

Réacteurs énergétiques destinés à produire de l'énergie électrique et thermique utilisée dans le secteur de l'énergie, pour le dessalement de l'eau, pour alimenter les centrales électriques des navires, etc. ; La puissance thermique d'un réacteur énergétique moderne atteint 3 à 5 GW.

Selon le spectre neutronique

Réacteur à neutrons thermiques (« réacteur thermique »)

Réacteur à neutrons rapides (« réacteur rapide »)

Réacteur à neutrons intermédiaire

Par placement de combustible

Les réacteurs hétérogènes, où le combustible est placé discrètement dans le cœur sous forme de blocs, entre lesquels se trouve un modérateur ;

Réacteurs homogènes, où le combustible et le modérateur constituent un mélange homogène (système homogène).

Les blocs de combustible nucléaire dans un réacteur hétérogène sont appelés éléments combustibles (éléments combustibles), qui sont placés dans le cœur aux nœuds d'un réseau régulier, formant des cellules.

Par type de carburant

Par degré d'enrichissement :

Uranium naturel

Uranium légèrement enrichi

Isotope fissile pur

Par composition chimique :

métal U

UO 2 (dioxyde d'uranium)

UC (carbure d'uranium), etc.

Par type de liquide de refroidissement

H 2 O (eau, voir réacteur eau-eau)

Gaz, (voir Réacteur graphite-gaz)

Réacteur refroidi organique

Réacteur refroidi par métal liquide

Réacteur à sels fondus

Par type de modérateur

C (graphite, voir Réacteur graphite-gaz, Réacteur graphite-eau)

H 2 O (eau, voir Réacteur à eau légère, Réacteur eau-eau, VVER)

D 2 O (eau lourde, voir Réacteur nucléaire à eau lourde, CANDU)

Hydrures métalliques

Sans ralentisseur

Par conception

Réacteurs à cuve

Réacteurs à canaux

Par méthode de génération de vapeur

Réacteur avec générateur de vapeur externe

Réacteur bouillant

Au début du 21e siècle, les plus courants sont les réacteurs nucléaires hétérogènes utilisant des neutrons thermiques avec modérateurs - H 2 O, C, D 2 O et caloporteurs - H 2 O, gaz, D 2 O, par exemple eau-eau VVER , chaîne RBMK.

Les réacteurs rapides sont également prometteurs. Le combustible qu'ils contiennent est du 238U, ce qui permet de décupler l'utilisation du combustible nucléaire par rapport aux réacteurs thermiques, ce qui augmente considérablement les ressources de l'énergie nucléaire.

Matériaux de réacteur

Les matériaux à partir desquels les réacteurs sont construits fonctionnent à haute température dans le domaine des neutrons, des quanta γ et des fragments de fission. Par conséquent, tous les matériaux utilisés dans d’autres branches technologiques ne conviennent pas à la construction de réacteurs. Lors du choix des matériaux pour réacteurs, leur résistance aux radiations, leur inertie chimique, leur section efficace d'absorption et d'autres propriétés sont prises en compte.

Les coques d'éléments combustibles, les canaux et les modérateurs (réflecteurs) sont fabriqués à partir de matériaux avec de petites sections efficaces d'absorption. L'utilisation de matériaux qui absorbent faiblement les neutrons réduit la consommation inutile de neutrons, réduit la charge de combustible nucléaire et augmente le coefficient de reproduction des neutrons. Pour les tiges absorbantes, au contraire, des matériaux avec une grande section d'absorption conviennent. Cela réduit considérablement le nombre de barres nécessaires au contrôle du réacteur.

Les neutrons rapides, les quanta gamma et les fragments de fission endommagent la structure de la matière. Ainsi, dans une matière solide, les neutrons rapides font sortir les atomes du réseau cristallin ou les déplacent. En conséquence, les propriétés plastiques et la conductivité thermique des matériaux se détériorent. Les molécules complexes sont décomposées par rayonnement en molécules plus simples ou en atomes constitutifs. Par exemple, l'eau se décompose en oxygène et en hydrogène. Ce phénomène est connu sous le nom de radiolyse de l'eau.

L’instabilité des matériaux aux rayonnements a moins d’effet à haute température. La mobilité des atomes devient si grande que la probabilité de retour des atomes expulsés du réseau cristallin à leur place ou de recombinaison de l'hydrogène et de l'oxygène en une molécule d'eau augmente considérablement. Ainsi, la radiolyse de l'eau est insignifiante dans les réacteurs énergétiques sans ébullition (par exemple VVER), tandis que dans les réacteurs de recherche puissants, une quantité importante de mélange explosif est libérée. Les réacteurs disposent de systèmes spéciaux pour le brûler.

Les matériaux des réacteurs sont en contact les uns avec les autres (gaine de combustible avec caloporteur et combustible nucléaire, cassettes de combustible avec caloporteur et modérateur, etc.). Bien entendu, les matériaux en contact doivent être chimiquement inertes (compatibles). Un exemple d'incompatibilité est l'uranium et l'eau chaude entrant dans une réaction chimique.

Pour la plupart des matériaux, les propriétés de résistance se détériorent fortement avec l'augmentation de la température. Dans les réacteurs de puissance, les matériaux de structure fonctionnent à des températures élevées. Cela limite le choix des matériaux de construction, notamment pour les parties du réacteur de puissance qui doivent résister à des pressions élevées.

Burnout et reproduction du combustible nucléaire

Lors du fonctionnement d'un réacteur nucléaire, en raison de l'accumulation de fragments de fission dans le combustible, sa composition isotopique et chimique change et des éléments transuraniens, principalement des isotopes Pu, se forment. L'effet des fragments de fission sur la réactivité d'un réacteur nucléaire est appelé empoisonnement (pour les fragments radioactifs) et scorification (pour les isotopes stables).

La principale cause d'empoisonnement du réacteur est le 135 Xe, qui possède la plus grande section efficace d'absorption des neutrons (2,6 · 106 barn). Demi-vie du 135 Xe T½ = 9,2 heures ; Le rendement de fission est de 6 à 7 %. La majeure partie du 135Xe est formée à la suite de la désintégration du 135I (T½ = 6,8 h). En cas d'intoxication, le Cef change de 1 à 3 %. La grande section efficace d'absorption du 135 Xe et la présence de l'isotope intermédiaire 135 I conduisent à deux phénomènes importants :

À une augmentation de la concentration en 135 Xe et, par conséquent, à une diminution de la réactivité du réacteur après son arrêt ou sa réduction de puissance (« puits à iode »), ce qui rend impossibles les arrêts de courte durée et les fluctuations de la puissance de sortie . Cet effet est surmonté par l'introduction d'une réserve de réactivité dans les organismes de réglementation. La profondeur et la durée du puits d'iode dépendent du flux de neutrons Ф : à Ф = 5·1018 neutrons/(cm 2 ·sec), la durée du puits d'iode est de ˜ 30 heures et la profondeur est 2 fois supérieure à la profondeur stationnaire. modification du Kef provoquée par un empoisonnement au 135 Xe.

En raison d'un empoisonnement, des fluctuations spatio-temporelles du flux de neutrons F et, par conséquent, de la puissance du réacteur peuvent se produire. Ces oscillations se produisent à Ф > 1018 neutrons/(cm 2 sec) et dans des réacteurs de grande taille. Périodes d'oscillation ˜ 10 heures.

La fission nucléaire produit un grand nombre de fragments stables, qui diffèrent par leurs sections efficaces d'absorption par rapport à la section efficace d'absorption de l'isotope fissile. La concentration de fragments à grande section efficace d'absorption atteint la saturation dès les premiers jours de fonctionnement du réacteur. Il s'agit principalement de 149Sm, ce qui fait varier le Kef de 1%). La concentration des fragments ayant une faible section efficace d'absorption et la réactivité négative qu'ils introduisent augmentent linéairement avec le temps.

La formation d'éléments transuraniens dans un réacteur nucléaire se déroule selon les schémas suivants :

235 U + n → 236 U + n → 237 U → (7 jours) → 237 Np + n → 238 Np → (2,1 jours) → 238 Pu

238 U + n → 239 U →(23 min)→ 239 Np →(2,3 jours)→ 239 Pu (+fragments) + n → 240 Pu + n → 241 Pu (+fragments) + n → 242 Pu + n → 243 Pu →(5 h)→ 243 Am + n → 244 Am →(26 min)→ 244 Cm

Le temps entre les flèches indique la demi-vie, "+n" indique l'absorption des neutrons.

Au début du fonctionnement du réacteur, une accumulation linéaire de 239 Pu se produit, et plus l'enrichissement de l'uranium est rapide (avec une combustion fixe de 235 U). De plus, la concentration de 239 Pu tend à valeur constante, qui ne dépend pas du degré d'enrichissement, mais est déterminé par le rapport des sections efficaces de capture de neutrons de 238 U et 239 Pu. Le temps caractéristique pour l'établissement de la concentration d'équilibre est de 239 Pu ˜ 3/F années (F en unités de 1013 neutrons/cm 2 ×sec). Les isotopes 240 Pu et 241 Pu n'atteignent des concentrations d'équilibre que lorsque le combustible est recombusqué dans un réacteur nucléaire après régénération du combustible nucléaire.

La combustion du combustible nucléaire est caractérisée par l'énergie totale libérée dans le réacteur pour 1 combustible. Cette valeur est :

˜ 10 GW jour/t - réacteurs à eau lourde ;

˜ 20-30 GW jour/t - réacteurs utilisant de l'uranium faiblement enrichi (2-3% 235U) ;

jusqu'à 100 GW jour/t - réacteurs à neutrons rapides.

Un taux de combustion de 1 GW jour/t correspond à la combustion de 0,1 % de combustible nucléaire.

À mesure que le combustible brûle, la réactivité du réacteur diminue. Le remplacement du combustible brûlé s'effectue immédiatement à partir de l'ensemble du cœur ou progressivement, en laissant en fonctionnement des crayons combustibles d'« âges » différents. Ce mode est appelé ravitaillement continu.

Dans le cas d'un changement complet de combustible, le réacteur présente un excès de réactivité qu'il convient de compenser, alors que dans le second cas, la compensation n'est requise qu'au premier démarrage du réacteur. Une surcharge continue permet d'augmenter la profondeur de combustion, puisque la réactivité du réacteur est déterminée par les concentrations moyennes en isotopes fissiles.

La masse de carburant chargé dépasse la masse de carburant déchargé en raison du « poids » de l’énergie libérée. Après l'arrêt du réacteur, d'abord principalement en raison de la fission par les neutrons retardés, puis, après 1 à 2 minutes, en raison du rayonnement β et γ des fragments de fission et des éléments transuraniens, la libération d'énergie dans le combustible se poursuit. Si le réacteur a fonctionné suffisamment longtemps avant de s'arrêter, alors 2 minutes après l'arrêt, la libération d'énergie est d'environ 3 %, après 1 heure - 1 %, après 24 heures - 0,4 %, après un an - 0,05 %.

Le rapport entre la quantité d'isotopes fissiles de Pu formés dans un réacteur nucléaire et la quantité de 235 U brûlé est appelé coefficient de conversion KK. La valeur KK augmente avec la diminution de l'enrichissement et de la combustion. Pour un réacteur à eau lourde utilisant de l'uranium naturel, à une combustion de 10 GW jour/t, KK = 0,55, et à de petites combustions (dans ce cas, KK est appelé coefficient initial du plutonium) KK = 0,8. Si un réacteur nucléaire brûle et produit les mêmes isotopes (réacteur surgénérateur), alors le rapport entre le taux de reproduction et le taux de combustion est appelé facteur de reproduction KB. Dans les réacteurs nucléaires utilisant des neutrons thermiques KV< 1, а для реакторов на быстрых нейтронах КВ может достигать 1,4—1,5. Рост КВ для реакторов на быстрых нейтронах объясняется главным образом тем, что, особенно в случае 239 Pu, для быстрых нейтронов g растёт, а а падает.

Contrôle des réacteurs nucléaires

Un réacteur nucléaire ne peut fonctionner longtemps à une puissance donnée que s’il dispose d’une réserve de réactivité au début de son exploitation. Les processus se produisant dans le réacteur provoquent une détérioration des propriétés multiplicatrices du milieu, et sans mécanisme de restauration de la réactivité, le réacteur ne pourrait pas fonctionner même pendant une courte période. La réserve de réactivité initiale est créée en construisant un noyau dont les dimensions dépassent largement les dimensions critiques. Pour éviter que le réacteur ne devienne supercritique, des substances absorbant les neutrons sont introduites dans le cœur. Les absorbeurs font partie du matériau des barres de commande qui se déplacent le long des canaux correspondants dans le noyau. De plus, si seulement quelques crayons suffisent pour la régulation, alors pour compenser l'excès de réactivité initial, le nombre de crayons peut atteindre des centaines. Les barres de compensation sont progressivement retirées du cœur du réacteur, assurant un état critique tout au long de son fonctionnement. La compensation du burn-up peut également être obtenue en utilisant des absorbeurs spéciaux dont l'efficacité diminue lorsqu'ils captent des neutrons (Cd, B, terres rares) ou des solutions de substances absorbantes dans le modérateur.

Le contrôle d'un réacteur nucléaire est simplifié par le fait que lors de la fission, une partie des neutrons s'échappent des fragments avec un délai pouvant aller de 0,2 à 55 secondes. Grâce à cela, le flux de neutrons et, par conséquent, la puissance changent assez doucement, ce qui laisse le temps de prendre une décision et de changer l'état du réacteur de l'extérieur.

Un système de contrôle et de protection (CPS) est utilisé pour contrôler un réacteur nucléaire. Les organismes du CPS sont répartis en :

Urgence, réduisant la réactivité (introduisant une réactivité négative dans le réacteur) lorsque des signaux d'urgence apparaissent ;

Régulateurs automatiques qui maintiennent un flux de neutrons F constant (c'est-à-dire la puissance de sortie) ;

Compensant, servant à compenser les intoxications, les burn-out, les effets de la température.

Dans la plupart des cas, des crayons insérés dans le cœur et constitués de matériaux absorbant fortement les neutrons (Cd, B, etc.) sont utilisés pour contrôler le réacteur. Le mouvement des tiges est contrôlé par des mécanismes spéciaux qui fonctionnent sur la base de signaux provenant de dispositifs sensibles à l'ampleur du flux neutronique.

Le fonctionnement des barres de commande est sensiblement simplifié pour les réacteurs à coefficient de réactivité en température négatif (r diminue avec l'augmentation de la température).

Sur la base des informations sur l'état du réacteur, un complexe informatique spécial génère des recommandations à l'intention de l'opérateur pour modifier l'état du réacteur ou, dans certaines limites, le réacteur est contrôlé sans la participation de l'opérateur.

En cas de développement catastrophique imprévu d'une réaction en chaîne, chaque réacteur est doté d'un arrêt d'urgence de la réaction en chaîne, réalisé en laissant tomber des barres de secours spéciales ou des barres de sécurité dans le cœur - un système de protection d'urgence.

L'importance de l'énergie nucléaire dans le monde moderne

L'énergie nucléaire a fait un grand pas en avant au cours des dernières décennies, devenant l'un des les sources les plus importantes l'électricité pour de nombreux pays. Dans le même temps, il ne faut pas oublier que le développement de cette industrie économie nationale Cela vaut les énormes efforts de dizaines de milliers de scientifiques, d’ingénieurs et de simples travailleurs qui font tout pour que « l’atome pacifique » ne devienne pas une menace réelle pour des millions de personnes. Le véritable cœur de toute centrale nucléaire est le réacteur nucléaire.

Histoire de la création d'un réacteur nucléaire

Le premier appareil de ce type a été construit au plus fort de la Seconde Guerre mondiale aux États-Unis par le célèbre scientifique et ingénieur E. Fermi. À cause de son aspect inhabituel, ressemblant à un empilement de blocs de graphite empilés les uns sur les autres, ce réacteur nucléaire s'appelait Chicago Stack. Il est à noter que cet appareil fonctionnait à l'uranium, placé juste entre les blocs.

Création d'un réacteur nucléaire en Union soviétique

Dans notre pays, une attention accrue a également été accordée aux questions nucléaires. Malgré le fait que les principaux efforts des scientifiques se soient concentrés sur l'utilisation militaire de l'atome, ils ont activement utilisé les résultats obtenus à des fins pacifiques. Le premier réacteur nucléaire, nommé F-1, a été construit par un groupe de scientifiques dirigé par le célèbre physicien I. Kurchatov fin décembre 1946. Son inconvénient majeur était l’absence de système de refroidissement, de sorte que la puissance d’énergie qu’il dégageait était extrêmement insignifiante. Dans le même temps, les chercheurs soviétiques achevaient les travaux commencés, qui aboutissaient à l'ouverture huit ans plus tard, dans la ville d'Obninsk, de la première centrale nucléaire au monde.

Principe de fonctionnement du réacteur

Un réacteur nucléaire est un dispositif technique extrêmement complexe et dangereux. Son principe de fonctionnement repose sur le fait que lors de la désintégration de l'uranium, plusieurs neutrons sont libérés qui, à leur tour, éliminent les particules élémentaires des atomes d'uranium voisins. Cette réaction en chaîne libère une quantité importante d’énergie sous forme de chaleur et de rayons gamma. Dans le même temps, il convient de prendre en compte le fait que si cette réaction n'est contrôlée d'aucune manière, la fission des atomes d'uranium dans les plus brefs délais peut conduire à une puissante explosion aux conséquences indésirables.

Pour que la réaction se déroule dans des limites strictement définies, la conception d'un réacteur nucléaire est d'une grande importance. Actuellement, chacune de ces structures est une sorte de chaudière à travers laquelle circule le liquide de refroidissement. L'eau est généralement utilisée à ce titre, mais certaines centrales nucléaires utilisent du graphite liquide ou de l'eau lourde. Il est impossible d'imaginer un réacteur nucléaire moderne sans des centaines de cassettes hexagonales spéciales. Ils contiennent des éléments générateurs de carburant, à travers lesquels circulent des liquides de refroidissement. Cette cassette est recouverte d'une couche spéciale capable de réfléchir les neutrons et ainsi de ralentir la réaction en chaîne.

Réacteur nucléaire et sa protection

Il dispose de plusieurs niveaux de protection. En plus du corps lui-même, il est recouvert d'une isolation thermique spéciale et d'une protection biologique. D'un point de vue technique, cette structure est un puissant bunker en béton armé dont les portes sont fermées le plus hermétiquement possible.

Au milieu du XXe siècle, l'attention de l'humanité s'est concentrée sur l'atome et sur l'explication des scientifiques sur la réaction nucléaire, qu'ils ont initialement décidé d'utiliser à des fins militaires, en inventant les premières bombes nucléaires selon le projet Manhattan. Mais dans les années 50 du 20e siècle, le réacteur nucléaire de l'URSS était utilisé à des fins pacifiques. On sait que le 27 juin 1954, la première centrale nucléaire au monde d'une capacité de 5 000 kW est entrée au service de l'humanité. Aujourd’hui, un réacteur nucléaire permet de produire 4 000 MW ou plus d’électricité, soit 800 fois plus qu’il y a un demi-siècle.

Qu'est-ce qu'un réacteur nucléaire : définition de base et principaux composants de l'unité

Un réacteur nucléaire est une unité spéciale qui produit de l'énergie en conséquence bon entretien réaction nucléaire contrôlée. Il est permis d'utiliser le mot « atomique » en combinaison avec le mot « réacteur ». Beaucoup considèrent généralement les concepts « nucléaire » et « atomique » comme synonymes, car ils ne trouvent pas de différence fondamentale entre eux. Mais les représentants de la science sont enclins à une combinaison plus correcte : « réacteur nucléaire ».

Intéressant fait! Des réactions nucléaires peuvent se produire avec la libération ou l’absorption d’énergie.

Les principaux composants dans la conception d’un réacteur nucléaire sont les éléments suivants :

• Modérateur;
• Barres de commande ;
• Barreaux contenant un mélange enrichi d'isotopes d'uranium ;
• Éléments de protection spéciaux contre les radiations ;
• Liquide de refroidissement ;
• Générateur de vapeur ;
• Turbine;
• Générateur;
• Condensateur;
• Combustible nucléaire.

Quels principes fondamentaux du fonctionnement d'un réacteur nucléaire sont déterminés par les physiciens et pourquoi ils sont inébranlables

Le principe fondamental de fonctionnement d'un réacteur nucléaire repose sur les particularités de la manifestation d'une réaction nucléaire. Au moment d'un processus nucléaire en chaîne physique standard, la particule interagit avec noyau atomique En conséquence, le noyau se transforme en un nouveau noyau avec la libération de particules secondaires, que les scientifiques appellent rayons gamma. Libéré lors d'une réaction nucléaire en chaîne quantité énorme l'énergie thermique. L’espace dans lequel se produit la réaction en chaîne s’appelle le cœur du réacteur.

Intéressant fait! La zone active ressemble extérieurement à une chaudière à travers laquelle circule de l'eau ordinaire, agissant comme un liquide de refroidissement.

Pour éviter la perte de neutrons, la zone des actifs du réacteur est entourée d'un réflecteur de neutrons spécial. Sa tâche première est de rejeter la plupart de neutrons émis dans le cœur. La même substance qui sert de modérateur est généralement utilisée comme réflecteur.

Le contrôle principal d'un réacteur nucléaire s'effectue à l'aide de barres de commande spéciales. On sait que ces crayons sont introduits dans le cœur du réacteur et créent toutes les conditions de fonctionnement de l'unité. Généralement, les barres de contrôle sont fabriquées à partir de composés chimiques de bore et de cadmium. Pourquoi ces éléments particuliers sont-ils utilisés ? Oui, tout cela parce que le bore ou le cadmium peuvent absorber efficacement les neutrons thermiques. Et dès que le lancement est prévu, selon le principe de fonctionnement d'un réacteur nucléaire, des barres de commande sont insérées dans le cœur. Leur tâche principale est d'absorber une partie importante des neutrons, provoquant ainsi le développement d'une réaction en chaîne. Le résultat devrait atteindre le niveau souhaité. Lorsque la puissance dépasse le niveau fixé, des machines automatiques se mettent en marche, plongeant nécessairement les barres de commande profondément dans le cœur du réacteur.

Ainsi, il devient clair que la ou les barres de commande jouent rôle important dans le fonctionnement d'un réacteur nucléaire thermique.

Et pour réduire les fuites de neutrons, le cœur du réacteur est entouré d'un réflecteur de neutrons, qui projette une masse importante de neutrons s'échappant librement dans le cœur. Le réflecteur utilise généralement la même substance que le modérateur.

Selon la norme, le noyau des atomes de la substance modératrice a une masse relativement petite, de sorte que lorsqu'il entre en collision avec un noyau léger, le neutron présent dans la chaîne perd plus d'énergie que lorsqu'il entre en collision avec un noyau lourd. Les modérateurs les plus courants sont l’eau ordinaire ou le graphite.

Intéressant fait! Les neutrons en cours de réaction nucléaire se caractérisent par une vitesse de déplacement extrêmement élevée, c'est pourquoi un modérateur est nécessaire pour inciter les neutrons à perdre une partie de leur énergie.

Aucun réacteur au monde ne peut fonctionner normalement sans l'aide d'un liquide de refroidissement, puisque son rôle est d'évacuer l'énergie générée au cœur du réacteur. Des liquides ou des gaz doivent être utilisés comme liquide de refroidissement, car ils ne sont pas capables d'absorber les neutrons. Donnons un exemple de liquide de refroidissement pour un réacteur nucléaire compact - l'eau, dioxyde de carbone, et parfois même du sodium métallique liquide.

Ainsi, les principes de fonctionnement d'un réacteur nucléaire reposent entièrement sur les lois de la réaction en chaîne et de son déroulement. Tous les composants du réacteur - modérateur, barres, liquide de refroidissement, combustible nucléaire - accomplissent les tâches qui leur sont assignées, assurant le fonctionnement normal du réacteur.

Quel combustible est utilisé pour les réacteurs nucléaires et pourquoi ces éléments chimiques sont choisis

Le combustible principal des réacteurs peut être des isotopes de l'uranium, du plutonium ou du thorium.

En 1934, F. Joliot-Curie, après avoir observé le processus de fission du noyau d'uranium, remarqua qu'en conséquence réaction chimique le noyau d'uranium est divisé en fragments-noyaux et en deux ou trois neutrons libres. Cela signifie qu’il est possible que des neutrons libres rejoignent d’autres noyaux d’uranium et déclenchent une autre fission. Et ainsi, comme le prédit la réaction en chaîne : six à neuf neutrons seront libérés de trois noyaux d'uranium, et ils rejoindront à nouveau les noyaux nouvellement formés. Et ainsi de suite à l’infini.

Important à retenir ! Les neutrons apparaissant lors de la fission nucléaire sont capables de provoquer la fission des noyaux de l'isotope de l'uranium avec un nombre de masse de 235, et de détruire les noyaux d'un isotope de l'uranium avec un nombre de masse de 238, l'énergie générée pendant le processus de désintégration peut être insuffisante .

L'uranium numéro 235 est rarement trouvé dans la nature. Sa part ne représente que 0,7 %, mais l'uranium naturel 238 occupe une niche plus spacieuse et représente 99,3 %.

Malgré une si faible proportion d'uranium 235 dans la nature, les physiciens et les chimistes ne peuvent toujours pas le refuser, car il est le plus efficace pour le fonctionnement d'un réacteur nucléaire, réduisant ainsi le coût de production d'énergie pour l'humanité.

Quand sont apparus les premiers réacteurs nucléaires et où sont-ils couramment utilisés aujourd’hui ?

En 1919, les physiciens avaient déjà triomphé lorsque Rutherford avait découvert et décrit le processus de formation de protons en mouvement résultant de la collision de particules alpha avec les noyaux d'atomes d'azote. Cette découverte signifiait qu'un noyau isotopique de l'azote, à la suite d'une collision avec une particule alpha, était transformé en noyau isotopique de l'oxygène.

Avant l’apparition des premiers réacteurs nucléaires, le monde avait appris plusieurs nouvelles lois de la physique qui régissaient tout. aspects importants réaction nucléaire. Ainsi, en 1934, F. Joliot-Curie, H. Halban, L. Kowarski ont pour la première fois proposé à la société et au cercle des scientifiques du monde une hypothèse théorique et une base de preuves sur la possibilité de réaliser des réactions nucléaires. Toutes les expériences étaient liées à l'observation de la fission d'un noyau d'uranium.

En 1939, E. Fermi, I. Joliot-Curie, O. Gan, O. Frisch ont suivi la réaction de fission des noyaux d'uranium lorsqu'ils sont bombardés de neutrons. Au cours de leurs recherches, les scientifiques ont découvert que lorsqu'un neutron accéléré frappe un noyau d'uranium, le noyau existant est divisé en deux ou trois parties.

La réaction en chaîne a été pratiquement prouvée au milieu du XXe siècle. Les scientifiques ont réussi à prouver en 1939 que la fission d'un noyau d'uranium libère environ 200 MeV d'énergie. Mais environ 165 MeV sont alloués à l'énergie cinétique des noyaux des fragments, le reste étant emporté par les quanta gamma. Cette découverte a constitué une percée dans la physique quantique.

E. Fermi poursuivit ses travaux et ses recherches pendant encore plusieurs années et lança le premier réacteur nucléaire en 1942 aux États-Unis. Le projet mis en œuvre a été baptisé « Chicago Woodpile » et a été mis sur les rails. Le 5 septembre 1945, le Canada lançait son réacteur nucléaire ZEEP. Le continent européen n'était pas en reste et, au même moment, l'installation F-1 était en construction. Et pour les Russes, il y en a un autre date mémorable– Le 25 décembre 1946, un réacteur est lancé à Moscou sous la direction de I. Kurchatov. Ce n’étaient pas les réacteurs nucléaires les plus puissants, mais c’était le début de la maîtrise de l’atome par l’homme.

À des fins pacifiques, un réacteur nucléaire scientifique a été créé en 1954 en URSS. Le premier navire pacifique à propulsion nucléaire au monde centrale électrique- le brise-glace nucléaire "Lénine" - a été construit en Union soviétique en 1959. Et une autre réalisation de notre État est le brise-glace nucléaire « Arktika ». Ce navire de surface fut le premier au monde à atteindre le pôle Nord. Cela s'est produit en 1975.

Les premiers réacteurs nucléaires portables utilisaient des neutrons lents.

Où sont utilisés les réacteurs nucléaires et quels types l’humanité utilise-t-elle ?

• Réacteurs industriels. Ils sont utilisés pour produire de l'énergie dans les centrales nucléaires.
• Réacteurs nucléaires agissant comme unités de propulsion pour les sous-marins nucléaires.
• Réacteurs expérimentaux (portables, petits). Aucune époque moderne ne peut se passer sans eux. expérience scientifique ou de la recherche.

Aujourd'hui, le monde scientifique a appris à utiliser des réacteurs spéciaux pour dessaler l'eau de mer et fournir à la population une eau de qualité. eau potable. Il existe de nombreux réacteurs nucléaires en activité en Russie. Ainsi, selon les statistiques, en 2018, environ 37 unités fonctionnent dans l'État.

Et selon la classification, ils peuvent être les suivants :

• Recherche (historique). Il s'agit notamment de la station F-1, créée comme site expérimental pour la production de plutonium. I.V. Kurchatov a travaillé chez F-1 et a dirigé le premier réacteur physique.
• Recherche (active).
• Arsenal. À titre d'exemple de réacteur - A-1, qui est entré dans l'histoire comme le premier réacteur à refroidissement. La puissance passée du réacteur nucléaire est faible mais fonctionnelle.
• Énergie.
• Celui du navire. On sait que sur les navires et sous-marins, par nécessité et par faisabilité technique, on utilise des réacteurs refroidis par eau ou à métal liquide.
• Espace. A titre d'exemple, appelons l'installation « Yenisei » sur vaisseaux spatiaux, qui entre en vigueur s'il est nécessaire d'obtenir de l'énergie supplémentaire, et elle devra être obtenue en utilisant panneaux solaires et les sources d'isotopes.

Ainsi, le sujet des réacteurs nucléaires est assez vaste et nécessite donc une étude approfondie et une compréhension des lois physique quantique. Mais l’importance des réacteurs nucléaires pour l’énergie et l’économie de l’État est déjà sans aucun doute entourée d’une aura d’utilité et d’avantages.