Замедлитель нейтронов в ядерной энергетике

Введение

Вещество, замедляющее частицы, не имеющие электрического заряда.

В ядерной инженерии нейтронный замедлитель – это среда, которая уменьшает скорость быстрых нейтронов, в идеале не поглощая их, и превращает их в тепловые нейтроны с минимальной (тепловой) кинетической энергией. Эти тепловые нейтроны гораздо более эффективно, чем быстрые нейтроны, поддерживают ядерную цепную реакцию урана-235 или другого делящегося изотопа, сталкиваясь с их атомными ядрами. Вода (иногда называемая "лёгкой водой" в этом контексте) является наиболее распространенным замедлителем (приблизительно 75% реакторов в мире). Основными альтернативами являются твердый графит (20% реакторов) и тяжелая вода (5% реакторов). Бериллий также использовался в некоторых экспериментальных конструкциях, а углеводороды предлагались в качестве еще одной возможности.

Модераторы реакторов

В термонейтронном реакторе ядро тяжелого топливного элемента, такого как уран, поглощает медленно движущийся свободный нейтрон, становится нестабильным и затем расщепляется ("делится") на два меньших атома ("продукты деления"). Процесс деления ядер 235U дает два продукта деления, два-три быстро движущихся свободных нейтрона, а также количество энергии, проявляющееся главным образом в кинетической энергии отлетающих продуктов деления. Свободные нейтроны испускаются с кинетической энергией около 2 МэВ каждый. Поскольку в процессе деления урана высвобождается больше свободных нейтронов, чем требуется для инициирования процесса, реакция может стать самоподдерживающейся – цепной реакцией – в контролируемых условиях, тем самым высвобождая огромное количество энергии (см. статью «ядерное деление»). Вероятность дальнейших делений определяется сечением деления, которое зависит от скорости (энергии) падающих нейтронов. Для тепловых реакторов нейтроны высокой энергии в диапазоне МэВ гораздо менее вероятны (хотя и не невозможны) для вызывания дальнейшего деления. Недавно высвобожденные быстрые нейтроны, движущиеся примерно на 10% скорости света, должны быть замедлены или "умеренены", как правило, до скоростей в несколько километров в секунду, чтобы они могли вызвать дальнейшее деление в соседних ядрах 235U и, следовательно, продолжить цепную реакцию. Эта скорость соответствует температурам порядка нескольких сотен градусов Цельсия. Во всех реакторах с замедлителями некоторые нейтроны всех энергетических уровней будут вызывать деление, включая быстрые нейтроны. Некоторые реакторы более полно термализированы, чем другие; например, в реакторе CANDU почти все реакции деления вызываются тепловыми нейтронами, в то время как в реакторе с водой под давлением (PWR) значительная часть делений вызывается нейтронами с более высокой энергией. В предлагаемом сверхкритическом водно-водяном реакторе (SCWR) доля быстрых делений может превышать 50%, что технически делает его реактором на быстрых нейтронах. Быстрый реактор не использует замедлитель, а полагается на деление, вызываемое быстрыми нейтронами без замедления, для поддержания цепной реакции. В некоторых конструкциях быстрых реакторов до 20% делений может происходить от прямого деления урана-238, изотопа, который не делится при взаимодействии с тепловыми нейтронами. Замедлители также используются в нереакторных источниках нейтронов, таких как плутоний-бериллий (с использованием реакции (α,n)) и источники спалляции (с использованием реакций (p,xn) с тяжелыми элементами, богатыми нейтронами, в качестве мишеней).

In a thermal neutron reactor, the nucleus of a heavy fuel element such as uranium absorbs a slow moving free neutron, becomes unstable, and then splits ("fissions") into two smaller atoms ("fission products"). The fission process for 235U nuclei yields two fission products, two to three fast moving free neutrons, plus an amount of energy primarily manifested in the kinetic energy of the recoiling fission products. The free neutrons are emitted with a kinetic energy of ~2 MeV each. Because more free neutrons are released from a uranium fission event than thermal neutrons are required to initiate the event, the reaction can become self sustaining – a chain reaction – under controlled conditions, thus liberating a tremendous amount of energy (see article nuclear fission). The probability of further fission events is determined by the fission cross section, which is dependent upon the speed (energy) of the incident neutrons. For thermal reactors, high energy neutrons in the MeV range are much less likely (though not unable) to cause further fission. The newly released fast neutrons, moving at roughly 10% of the speed of light, must be slowed down or "moderated", typically to speeds of a few kilometres per second, if they are to be likely to cause further fission in neighbouring 235U nuclei and hence continue the chain reaction. This speed happens to be equivalent to temperatures in the few hundred Celsius range. In all moderated reactors, some neutrons of all energy levels will produce fission, including fast neutrons. Some reactors are more fully thermalised than others; for example, in a CANDU reactor nearly all fission reactions are produced by thermal neutrons, while in a pressurized water reactor (PWR) a considerable portion of the fissions are produced by higher energy neutrons. In the proposed water cooled supercritical water reactor (SCWR), the proportion of fast fissions may exceed 50%, making it technically a fast neutron reactor. A fast reactor uses no moderator, but relies on fission produced by unmoderated fast neutrons to sustain the chain reaction. In some fast reactor designs, up to 20% of fissions can come from direct fast neutron fission of uranium 238, an isotope which is not fissile at all with thermal neutrons. Moderators are also used in non reactor neutron sources, such as plutonium beryllium (using the (α,n) reaction) and spallation sources (using (p,xn) reactions with neutron rich heavy elements as targets).

Форма и местоположение

Форма и расположение модератора могут существенно влиять на стоимость и безопасность реактора. Классически модераторы представляли собой прецизионно обработанные блоки графита высокой чистоты со встроенными каналами для отвода тепла. Они находились в самой горячей части реактора и, следовательно, подвергались коррозии и абляции. В некоторых материалах, включая графит, воздействие нейтронов на модератор может приводить к накоплению в модераторе опасных количеств энергии Вигнера. Эта проблема привела к печально известному пожару на комплексе Windscale Piles, ядерном реакторе в Великобритании, в 1957 году. В реакторе с охлаждением углекислым газом, где теплоноситель и модератор находятся в контакте, необходимо учитывать реакцию Будуара. Это также справедливо, если топливные элементы имеют внешний слой углерода – как в некоторых видах топлива TRISO, – или если внутренний углеродный слой обнажается из-за разрушения одного или нескольких внешних слоев. Модераторы некоторых реакторов с шаровым слоем не только просты, но и недороги: ядерное топливо заключено в сферы пиролитического углерода реакторного качества, размером примерно с теннисный мяч. Пространства между шарами служат каналами для циркуляции теплоносителя. Реактор работает при температуре выше температуры отжига Вигнера, чтобы графит не накапливал опасные количества энергии Вигнера. В реакторах CANDU и PWR модератором служит жидкая вода (тяжелая вода для CANDU, легкая вода для PWR). В случае аварии с потерей теплоносителя в PWR модератор также теряется, и реакция останавливается. Этот отрицательный коэффициент пустотности является важной характеристикой безопасности этих реакторов. В CANDU модератор расположен в отдельном контуре тяжелой воды, окружающем каналы с тяжелой водой под давлением. Тяжелая вода замедляет значительную часть нейтронов до резонансного интеграла, увеличивая захват нейтронов этим изотопом, который составляет более 99% урана в топливе CANDU, тем самым уменьшая количество нейтронов, доступных для деления. Следовательно, удаление части тяжелой воды увеличит реактивность до тех пор, пока не будет удалено столько воды, что замедления станет недостаточно для поддержания реакции. Эта конструкция обеспечивает реакторам CANDU положительный коэффициент пустотности, однако более медленная нейтронная кинетика систем с замедлением тяжелой водой компенсирует это, обеспечивая сопоставимую безопасность с PWR. В графито-водном реакторе РБМК, типе реактора, изначально разработанном для производства плутония оружейного качества и большого количества полезного тепла при использовании природного урана и без применения тяжелой воды, легкая вода выполняет функцию основного поглотителя нейтронов, и, следовательно, ее удаление при аварии с потерей теплоносителя или при превращении воды в пар увеличит количество тепловых нейтронов, доступных для деления. После Чернобыльской аварии эта проблема была решена, и все действующие реакторы типа РБМК имеют слегка отрицательный коэффициент пустотности, но теперь им требуется более высокая степень обогащения урана в топливе.

The form and location of the moderator can greatly influence the cost and safety of a reactor. Classically, moderators were precision machined blocks of high purity graphite with embedded ducting to carry away heat. They were in the hottest part of the reactor, and therefore subject to corrosion and ablation. In some materials, including graphite, the impact of the neutrons with the moderator can cause the moderator to accumulate dangerous amounts of Wigner energy. This problem led to the infamous Windscale fire at the Windscale Piles, a nuclear reactor complex in the United Kingdom, in 1957. In a carbon dioxide cooled graphite moderated reactor where coolant and moderator are in contact with one another, the Boudouard reaction needs to be taken into account. This is also the case if fuel elements have an outer layer of carbon – as in some TRISO fuels – or if an inner carbon layer becomes exposed by failure of one or several outer layers. The moderators of some pebble bed reactors are not only simple, but also inexpensive: the nuclear fuel is embedded in spheres of reactor grade pyrolytic carbon, roughly of the size of tennis balls. The spaces between the balls serve as ducting. The reactor is operated above the Wigner annealing temperature so that the graphite does not accumulate dangerous amounts of Wigner energy. In CANDU and PWR reactors, the moderator is liquid water (heavy water for CANDU, light water for PWR). In the event of a loss of coolant accident in a PWR, the moderator is also lost and the reaction will stop. This negative void coefficient is an important safety feature of these reactors. In CANDU the moderator is located in a separate heavy water circuit, surrounding the pressurized heavy water coolant channels. The heavy water will slow down a significant portion of neutrons to the resonance integral of increasing the neutron capture in this isotope that makes up over 99% of the uranium in CANDU fuel thus decreasing the amount of neutrons available for fission. As a consequence, removing some of the heavy water will increase reactivity until so much is removed that too little moderation is provided to keep the reaction going. This design gives CANDU reactors a positive void coefficient, although the slower neutron kinetics of heavy water moderated systems compensates for this, leading to comparable safety with PWRs. In the light water cooled graphite moderated RBMK, a reactor type originally envisioned to allow both production of weapons grade plutonium and large amounts of usable heat while using natural uranium and foregoing the use of heavy water, the light water coolant acts primarily as a neutron absorber and thus its removal in a Loss of Coolant Accident or by conversion of water into steam will increase the amount of thermal neutrons available for fission. Following the Chernobyl nuclear accident the issue was remedied so that all still operating RBMK type reactors have a slightly negative void coefficient but they now require a higher degree of uranium enrichment in their fuel.

Нечистые вещества

Хорошие модераторы не содержат нейтронопоглощающих примесей, таких как бор. В коммерческих атомных электростанциях модератор обычно содержит растворённый бор. Операторы могут изменять концентрацию бора в теплоносителе реактора, добавляя борную кислоту или разбавляя его водой, для регулирования мощности реактора. Нацистская ядерная программа потерпела значительный провал, когда их дешёвые графитовые модераторы оказались неработоспособными. В то время большая часть графита осаждалась на борные электроды, а коммерческий немецкий графит содержал слишком много бора. Поскольку немецкая программа времён войны так и не обнаружила эту проблему, они были вынуждены использовать гораздо более дорогие модераторы на тяжёлой воде. Эту проблему обнаружил известный физик Лео Силард.

Модераторы без графита

Некоторые замедлители довольно дороги, например, бериллий и тяжелая вода реакторного качества. Тяжелая вода для реактора должна быть не менее чем на 99,75% чистой, чтобы обеспечить протекание реакций с необогащенным ураном. Это сложно в производстве, поскольку тяжелая и обычная вода образуют практически одинаковые химические связи, лишь с незначительной разницей в скорости реакций. Гораздо более дешевый замедлитель – легкая вода (по сути, очень чистая обычная вода) – поглощает слишком много нейтронов для использования с необогащенным природным ураном, поэтому для работы таких реакторов требуется обогащение урана или переработка отработавшего ядерного топлива, что увеличивает общие затраты. Обогащение и переработка – дорогостоящие и технологически сложные процессы, к тому же обогащение и некоторые виды переработки могут быть использованы для создания оружейных материалов, что вызывает опасения по поводу распространения ядерного оружия. В настоящее время разрабатываются схемы переработки, более устойчивые к распространению. В реакторе CANDU замедлитель также выполняет функцию безопасности. Большой резервуар с тяжелой водой низкой температуры и низкого давления замедляет нейтроны и одновременно служит теплоотводом в случае аварийной потери охлаждающей жидкости. Он отделен от топливных стержней, которые генерируют тепло. Тяжелая вода очень эффективно замедляет нейтроны, что обеспечивает реакторам CANDU их важную и определяющую характеристику – высокую «нейтронную экономию». В отличие от реактора с легкой водой, где добавление воды в активную зону при аварии может обеспечить достаточное замедление для перехода субкритической сборки в критическое состояние, реакторы с тяжелой водой снижают свою реактивность при добавлении в активную зону легкой воды, что является еще одной важной функцией безопасности в определенных аварийных сценариях. Однако любая тяжелая вода, смешанная с легкой водой из системы аварийного охлаждения, станет слишком разбавленной для дальнейшего использования без разделения изотопов.

Конструкция ядерного оружия

Ранние предположения о ядерном оружии исходили из того, что "атомная бомба" будет представлять собой большое количество делящегося материала, замедленного нейтронным модератором, по структуре схожим с ядерным реактором или "кучей". Только в рамках Манхэттенского проекта была принята идея цепной реакции быстрых нейтронов в чистом металлическом уране или плутонии. Американцы также рассматривали другие конструкции с модерацией; предлагалось использовать деутерид урана в качестве делящегося материала. В 1943 году Роберт Оппенгеймер и Нильс Бор рассматривали возможность использования "кучи" в качестве оружия. Мотивацией было то, что с графитовым модератором можно было бы достичь цепной реакции без разделения изотопов. Однако плутоний можно производить ("нарабатывать") в достаточно изотопно чистом виде для использования в бомбе, а затем его нужно будет "лишь" химически отделить, что гораздо проще, чем разделение изотопов, хотя и остается сложной задачей. В августе 1945 года, когда информация об атомной бомбардировке Хиросимы была передана ученым немецкой ядерной программы, находившимся под домашним арестом в Фарм-Холле в Англии, главный ученый Вернер Гейзенберг предположил, что устройство должно быть "чем-то вроде ядерного реактора, где нейтроны замедляются множественными столкновениями с модератором". Немецкая программа, которая была значительно менее развитой, даже не рассматривала плутониевый вариант и не обнаружила осуществимого метода крупномасштабного разделения изотопов урана. После успеха Манхэттенского проекта все основные программы ядерного оружия стали полагаться на быстрые нейтроны в конструкциях своего оружия. Заметным исключением являются испытательные взрывы "Рут" и "Рэй" в рамках операции "Упшот-Кнотхол". Целью разработок Калифорнийской радиационной лаборатории было исследование заряда из деутерированного полиэтилена, содержащего уран в качестве потенциального термоядерного топлива, в надежде, что деутерий будет синтезироваться (становиться активной средой) при соответствующем сжатии. В случае успеха эти устройства могли бы привести к созданию компактного первичного заряда, содержащего минимальное количество делящегося материала и достаточно мощного для воспламенения RAMROD. Сердечники состояли из смеси деутерида урана (UD3) и 0,5 1 кт для "Рэя". Испытания дали выход в 200 тонн тротила каждый; оба испытания были признаны неудачными ("пшиками"). Хотя ядерная бомба, работающая на тепловых нейтронах, может быть непрактичной, современные конструкции оружия все еще могут извлекать выгоду из некоторой степени замедления нейтронов. Бериллиевый тампер, используемый в качестве нейтронного отражателя, также будет действовать как модератор.

Early speculation about nuclear weapons assumed that an "atom bomb" would be a large amount of fissile material, moderated by a neutron moderator, similar in structure to a nuclear reactor or "pile". Only the Manhattan project embraced the idea of a chain reaction of fast neutrons in pure metallic uranium or plutonium. Other moderated designs were also considered by the Americans; proposals included using uranium deuteride as the fissile material. In 1943 Robert Oppenheimer and Niels Bohr considered the possibility of using a "pile" as a weapon. The motivation was that with a graphite moderator it would be possible to achieve the chain reaction without the use of any isotope separation. However, plutonium can be produced ("bred") sufficiently isotopically pure as to be usable in a bomb and then has to be "only" separated chemically, a much easier processes than isotope separation, albeit still a challenging one. In August 1945, when information of the atomic bombing of Hiroshima was relayed to the scientists of the German nuclear program, interred at Farm Hall in England, chief scientist Werner Heisenberg hypothesized that the device must have been "something like a nuclear reactor, with the neutrons slowed by many collisions with a moderator". The German program, which had been much less advanced, had never even considered the plutonium option and didn't discover a feasible method of large scale isotope separation in uranium. After the success of the Manhattan project, all major nuclear weapons programs have relied on fast neutrons in their weapons designs. The notable exception is the Ruth and Ray test explosions of Operation Upshot–Knothole. The aim of the University of California Radiation Laboratory designs was the exploration of deuterated polyethylene charge containing uranium as a candidate thermonuclear fuel, hoping that deuterium would fuse (becoming an active medium) if compressed appropriately. If successful, the devices could also lead to a compact primary containing minimal amount of fissile material, and powerful enough to ignite RAMROD The cores consisted of a mix of uranium deuteride (UD3),) and 0.5 1 kt for Ray. The tests produced yields of 200 tons of TNT each; both tests were considered to be fizzles. While a nuclear bomb working on thermal neutrons may be impractical, modern weapons designs may still benefit from some level of moderation. A beryllium tamper used as a neutron reflector will also act as a moderator.