Глава VIII Принцип действия и возможности ядерного реактора I. Устройство ядерного реактора Ядерный реактор состоит из следующих пяти основных элементов:1) ядерного горючего;2) замедлителя нейтронов;3) системы регулирования;4) системы охлаждения;5) защитного

Глава 11 ВНУТРЕННЕЕ УСТРОЙСТВО ДИЭЛЕКТРИКОВ §1. Молекулярные диполи§2. Электронная поляризация §3. Полярные молекулы; ориентационная поляризация§4. Электрические поля в пустотах диэлектрика§5. Диэлектрическая проницаемость жидкостей; формула Клаузиуса - Моссотти§6.

Федеральное агентство по образованию

Государственное образовательное учреждение

высшего профессионального образования

«Сибирский государственный технологический университет»

Кафедра физики

Курсовая работа

Устройство ядерного реактора

Выполнил:

ст. гр. 82-2

С.В. Первушин

Проверил:

А.Д. Скоробогатов

Красноярск, 2007

Введение…………………………………………………………………………...3

1) Ядерные реакции……………………………………………………………….5

2) Ядерный реактор. Разновидности, устройство, принцип действия, управление………………………………………………………………………..11

2.1. Управление ядерного реактора……………………………………..12

2.2. Классификация ядерных реакторов………………………………...13

2.3. Ядерный реактор в подкритическом режиме как усилитель энергии……………………………………………………………………………14

2.4. Воспроизводство топлива……………………………………………16

3) Факторы опасности ядерных реакторов. Условия безопасности на атомных станциях…………………………………………………………………………..18

Заключение………………………………………………………………...……..21

Библиографический список……………………………………………..………22

ВВЕДЕНИЕ

«Мельчайшие частицы материи слепляются в результате сильнейшего притяжения, образуя частицы большего размера, но уже менее склонные к притяжению; многие из этих частиц могут опять слепляться, образуя ещё большие частицы с ещё большие частицы с ещё меньшим притяжением друг к другу и так далее в разных последовательностях, пока эта прогрессия не закончится на самых больших частицах, от которых зависят уже и химические реакции и цвет естественных тел, и, которые образуют, наконец, тела ощутимых размеров. Если так, то в природе должны существовать посредники, помогающие частицам вещества близко слепляться друг с другом за счет сильного притяжения. Обнаружение этих посредников и есть задача экспериментальной философии».

И. Ньютон

Мир, в котором мы живем, сложен и многообразен. Издавна человек стремился познать окружающий его мир. Исследования шли в трех направлениях:

Поиск элементарных составляющих, из которых образована вся окружающая материя.

Изучение сил, связывающих элементарные составляющие материи.

Описание движения частиц под действием известных сил.

У философов древней Греции существовало два противоположных взгляда на природу материи. Сторонники одной школы (Демокрит, Эпикур) утверждали, что нет ничего, кроме атомов и пустоты, в которой движутся атомы. Они рассматривали атомы как мельчайшие неделимые частицы, вечные и неизменные, пребывающие в постоянном движении и различающиеся формой и величиной. Сторонники другого направления придерживались прямо противоположной точки зрения. Они считали, что вещество можно делить бесконечно. Сегодня мы знаем, что мельчайшие частицы вещества, сохраняющие его химические свойства - это молекулы и атомы. Однако мы также знаем, что атомы в свою очередь имеют сложную структуру и состоят из атомного ядра и электронов. Атомные ядра состоят из нуклонов - нейтронов и протонов. Нуклоны в свою очередь состоят из кварков. Но разделить нуклоны на составляющие их кварки уже нельзя. Что вовсе не означает, что кварки "элементарны". Понятие элементарности объекта в значительной мере определяется уровнем наших знаний. Поэтому привычное для нас утверждение "состоит из …" на субкварковом уровне может оказаться лишенным смысла. Понимание этого сформировалось в процессе изучения физики субатомных явлений.

Ядерные реакции

Ядерная реакция – это процесс взаимодействия атомного ядра с другим ядром или элементарной частицей, сопровождающийся изменением состава и структуры ядра и выделением вторичных частиц или γ-квантов.

В результате ядерных реакций могут образовываться новые радиоактивные изотопы, которых нет на Земле в естественных условиях.

Первая ядерная реакция была осуществлена Э. Резерфордом в 1919 году в опытах по обнаружению протонов в продуктах распада ядер.

Резерфорд бомбардировал атомы азота α-частицами. При соударении частиц происходила ядерная реакция, протекавшая по следующей схеме:

При ядерных реакциях выполняется несколько законов сохранения : импульса, энергии, момента импульса, заряда. В дополнение к этим классическим законам сохранения при ядерных реакциях выполняется закон сохранения так называемого барионного заряда (то есть числа нуклонов – протонов и нейтронов). Выполняется также ряд других законов сохранения, специфических для ядерной физики и физики элементарных частиц.

Ядерные реакции могут протекать при бомбардировке атомов быстрыми заряженными частицами (протоны, нейтроны, α-частицы, ионы). Первая реакция такого рода была осуществлена с помощью протонов большой энергии, полученных на ускорителе, в 1932 году:

Однако наиболее интересными для практического использования являются реакции, протекающие при взаимодействии ядер с нейтронами. Так как нейтроны лишены заряда, они беспрепятственно могут проникать в атомные ядра и вызывать их превращения. Выдающийся итальянский физик Э. Ферми первым начал изучать реакции, вызываемые нейтронами. Он обнаружил, что ядерные превращения вызываются не только быстрыми, но и медленными нейтронами, движущимися с тепловыми скоростями.

Ядерные реакции сопровождаются энергетическими превращениями. Энергетическим выходом ядерной реакции называется величина

где M A и M B – массы исходных продуктов, M C и M D – массы конечных продуктов реакции. Величина ΔM называется дефектом масс . Ядерные реакции могут протекать с выделением (Q > 0) или с поглощением энергии (Q

Для того чтобы ядерная реакция имела положительный энергетический выход, удельная энергия связи нуклонов в ядрах исходных продуктов должна быть меньше удельной энергии связи нуклонов в ядрах конечных продуктов. Это означает, что величина ΔM должна быть положительной.

Возможны два принципиально различных способа освобождения ядерной энергии.

1. Деление тяжелых ядер . В отличие от радиоактивного распада ядер, сопровождающегося испусканием α- или β-частиц, реакции деления – это процесс, при котором нестабильное ядро делится на два крупных фрагмента сравнимых масс.

В 1939 году немецкими учеными О. Ганом и Ф. Штрассманом было открыто деление ядер урана. Продолжая исследования, начатые Ферми, они установили, что при бомбардировке урана нейтронами возникают элементы средней части периодической системы – радиоактивные изотопы бария (Z = 56), криптона (Z = 36) и др.

Уран встречается в природе в виде двух изотопов: (99,3 %) и (0,7 %). При бомбардировке нейтронами ядра обоих изотопов могут расщепляться на два осколка. При этом реакция деления наиболее интенсивно идет на медленных (тепловых) нейтронах, в то время как ядра вступают в реакцию деления только с быстрыми нейтронами с энергией порядка 1 МэВ.

Основной интерес для ядерной энергетики представляет реакция деления ядра.

В настоящее время известны около 100 различных изотопов с массовыми числами примерно от 90 до 145, возникающих при делении этого ядра.

Обратите внимание, что в результате деления ядра, инициированного нейтроном, возникают новые нейтроны, способные вызвать реакции деления других ядер. Продуктами деления ядер урана-235 могут быть и другие изотопы бария, ксенона, стронция, рубидия и т. д.

Кинетическая энергия, выделяющаяся при делении одного ядра урана, огромна – порядка 200 МэВ. Оценку выделяющей при делении ядра энергии можно сделать с помощью удельной энергии связи нуклонов в ядре. Удельная энергия связи нуклонов в ядрах с массовым числом A ≈ 240 порядка 7,6 МэВ/нуклон, в то время как в ядрах с массовыми числами A = 90–145 удельная энергия примерно равна 8,5 МэВ/нуклон. Следовательно, при делении ядра урана освобождается энергия порядка 0,9 МэВ/нуклон или приблизительно 210 МэВ на один атом урана. При полном делении всех ядер, содержащихся в 1 г урана, выделяется такая же энергия, как и при сгорании 3 т угля или 2,5 т нефти.

Продукты деления ядра урана нестабильны, так как в них содержится значительное избыточное число нейтронов. Действительно, отношение N / Z для наиболее тяжелых ядер порядка 1,6, для ядер с массовыми числами от 90 до 145 это отношение порядка 1,3–1,4. Поэтому ядра-осколки испытывают серию последовательных β – -распадов, в результате которых число протонов в ядре увеличивается, а число нейтронов уменьшается до тех пор, пока не образуется стабильное ядро.

При делении ядра урана-235, которое вызвано столкновением с нейтроном, освобождается 2 или 3 нейтрона. При благоприятных условиях эти нейтроны могут попасть в другие ядра урана и вызвать их деление. На этом этапе появятся уже от 4 до 9 нейтронов, способных вызвать новые распады ядер урана и т. д. Такой лавинообразный процесс называется цепной реакцией. Схема развития цепной реакции деления ядер урана представлена на рис. 1.

Для осуществления цепной реакции необходимо, чтобы так называемый коэффициент размножения нейтронов был больше единицы. Другими словами, в каждом последующем поколении нейтронов должно быть больше, чем в предыдущем. Коэффициент размножения определяется не только числом нейтронов, образующихся в каждом элементарном акте, но и условиями, в которых протекает реакция – часть нейтронов может поглощаться другими ядрами или выходить из зоны реакции. Нейтроны, освободившиеся при делении ядер урана-235, способны вызвать деление лишь ядер этого же урана, на долю которого в природном уране приходится всего лишь 0,7 %. Такая концентрация оказывается недостаточной для начала цепной реакции. Изотоп также может поглощать нейтроны, но при этом не возникает цепной реакции.

Цепная реакция в уране с повышенным содержанием урана-235 может развиваться только тогда, когда масса урана превосходит так называемую критическую массу. В небольших кусках урана большинство нейтронов, не попав ни в одно ядро, вылетают наружу. Для чистого урана-235 критическая масса составляет около 50 кг. Критическую массу урана можно во много раз уменьшить, если использовать так называемые замедлители нейтронов. Дело в том, что нейтроны, рождающиеся при распаде ядер урана, имеют слишком большие скорости, а вероятность захвата медленных нейтронов ядрами урана-235 в сотни раз больше, чем быстрых. Наилучшим замедлителем нейтронов является тяжелая вода D 2 O. Обычная вода при взаимодействии с нейтронами сама превращается в тяжелую воду.

Хорошим замедлителем является также графит, ядра которого не поглощают нейтронов. При упругом взаимодействии с ядрами дейтерия или углерода нейтроны замедляются до тепловых скоростей.

Применение замедлителей нейтронов и специальной оболочки из бериллия, которая отражает нейтроны, позволяет снизить критическую массу до 250 г.

В атомных бомбах цепная неуправляемая ядерная реакция возникает при быстром соединении двух кусков урана-235, каждый из которых имеет массу несколько ниже критической.

Устройство, в котором поддерживается управляемая реакция деления ядер, называется ядерным (или атомным ) реактором . Схема ядерного реактора на медленных нейтронах приведена на рис. 2.

Ядерная реакция протекает в активной зоне реактора, которая заполнена замедлителем и пронизана стержнями, содержащими обогащенную смесь изотопов урана с повышенным содержанием урана-235 (до 3 %). В активную зону вводятся регулирующие стержни, содержащие кадмий или бор, которые интенсивно поглощают нейтроны. Введение стержней в активную зону позволяет управлять скоростью цепной реакции.

Активная зона охлаждается с помощью прокачиваемого теплоносителя, в качестве которого может применяться вода или металл с низкой температурой плавления (например, натрий, имеющий температуру плавления 98 °C). В парогенераторе теплоноситель передает тепловую энергию воде, превращая ее в пар высокого давления. Пар направляется в турбину, соединенную с электрогенератором. Из турбины пар поступает в конденсатор. Во избежание утечки радиации контуры теплоносителя I и парогенератора II работают по замкнутым циклам.

Турбина атомной электростанции является тепловой машиной, определяющей в соответствии со вторым законом термодинамики общую эффективность станции. У современных атомных электростанций коэффициент полезного действия приблизительно равен 1/3. Следовательно, для производства 1000 МВт электрической мощности тепловая мощность реактора должна достигать 3000 МВт. 2000 МВт должны уносится водой, охлаждающей конденсатор. Это приводит к локальному перегреву естественных водоемов и последующему возникновению экологических проблем.

Однако, главная проблема состоит в обеспечении полной радиационной безопасности людей, работающих на атомных электростанциях, и предотвращении случайных выбросов радиоактивных веществ, которые в большом количестве накапливаются в активной зоне реактора. При разработке ядерных реакторов этой проблеме уделяется большое внимание. Тем не менее, после аварий на некоторых АЭС, в частности на АЭС в Пенсильвании (США, 1979 г.) и на Чернобыльской АЭС (1986 г.), проблема безопасности ядерной энергетики встала с особенной остротой.

Наряду с описанным выше ядерным реактором, работающим на медленных нейтронах, большой практический интерес представляют реакторы, работающие без замедлителя на быстрых нейтронах. В таких реакторах ядерным горючим является обогащенная смесь, содержащая не менее 15 % изотопа

Преимущество реакторов на быстрых нейтронах состоит в том, что при их работе ядра урана-238, поглощая нейтроны, посредством двух последовательных β – -распадов превращаются в ядра плутония, которые затем можно использовать в качестве ядерного топлива.

Коэффициент воспроизводства таких реакторов достигает 1,5, то есть на 1 кг урана-235 получается до 1,5 кг плутония. В обычных реакторах также образуется плутоний, но в гораздо меньших количествах.

Первый ядерный реактор был построен в 1942 году в США под руководством Э. Ферми. В нашей стране первый реактор был построен в 1946 году под руководством И. В. Курчатова.

2. Термоядерные реакции . Второй путь освобождения ядерной энергии связан с реакциями синтеза. При слиянии легких ядер и образовании нового ядра должно выделяться большое количество энергии. Это видно из кривой зависимости удельной энергии связи от массового числа A. Вплоть до ядер с массовым числом около 60 удельная энергия связи нуклонов растет с увеличением A. Поэтому синтез любого ядра с A

Реакции слияния легких ядер носят название термоядерных реакций, так как они могут протекать только при очень высоких температурах. Чтобы два ядра вступили в реакцию синтеза, они должны сблизится на расстояние действия ядерных сил порядка 2·10 –15 м, преодолев электрическое отталкивание их положительных зарядов. Для этого средняя кинетическая энергия теплового движения молекул должна превосходить потенциальную энергию кулоновского взаимодействия. Расчет необходимой для этого температуры T приводит к величине порядка 10 8 –10 9 К. Это чрезвычайно высокая температура. При такой температуре вещество находится в полностью ионизированном состоянии, которое называется плазмой .

Энергия, которая выделяется при термоядерных реакциях, в расчете на один нуклон в несколько раз превышает удельную энергию, выделяющуюся в цепных реакциях деления ядер. Так, например, в реакции слияния ядер дейтерия и трития

выделяется 3,5 МэВ/нуклон. В целом в этой реакции выделяется 17,6 МэВ. Это одна из наиболее перспективных термоядерных реакций.

Осуществление управляемых термоядерных реакций даст человечеству новый экологически чистый и практически неисчерпаемый источник энергии. Однако получение сверхвысоких температур и удержание плазмы, нагретой до миллиарда градусов, представляет собой труднейшую научно-техническую задачу на пути осуществления управляемого термоядерного синтеза.

На данном этапе развития науки и техники удалось осуществить только неуправляемую реакцию синтеза в водородной бомбе. Высокая температура, необходимая для ядерного синтеза, достигается здесь с помощью взрыва обычной урановой или плутониевой бомбы.

Термоядерные реакции играют чрезвычайно важную роль в эволюции Вселенной. Энергия излучения Солнца и звезд имеет термоядерное происхождение.

Ядерный реактор. Разновидности, устройство, принцип действия, управление

ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР , устройство, в котором осуществляется управляемая ядерная цепная реакция, сопровождаю­щаяся выделением энергии. Первый ядерный реактор построен в декабре 1942 в США под руководством Э. Ферми. В Европе пер­вый ядерный реактор пущен в декабре 1946 в Москве под руководством П. В. Курчатова. Составны­ми частями любого ядерного реактора являются: ак­тивная лона с ядерным топливом, обыч­но окружённая отражателем нейтронов, теплоноситель, система регулирования цепной реакции, радиан, защита, система дистанционного управления. Основной ха­рактеристикой ядерного реактора является его мощ­ность. Мощность в 1 Мвт соответствует цепной реакции, в которой происходит 3*10 16 актов деления в 1 сек.

В активной зоне ядерного реактора находит­ся ядерное топливо, протекает цепная реакция ядерного деления и выделяется энергия. Состояние ядерного реактора характеризуется эффективным коэффициентом К эф размножения нейтронов или реактивностью :

 = (К эф - 1)/К эф.

Если К эф > 1, то цепная реакция нара­стает во времени, ядерный реактор находится в надкритичном состоянии и его реактив­ность ρ > 0; если К эф 1.

В качестве делящегося вещества в боль­шинстве Ядерный реактор применяют 235 U. Если ак­тивная зона, кроме ядерного топлива (природный или обогащённый уран), со­держит замедлитель нейтронов (графит, вода и др. вещества, содержащие лёгкие ядра), то основная часть делений происходит под дей­ствием тепловых нейтронов (тепловой реактор). В ядерном реакторе на тепловых нейтронах может быть использован природный уран, не обогащённый 235 U (такими были пер­вые ядерные реакторы). Если замедлителя в активной зоне нет, то основная часть делении вызыва­ется быстрыми нейтронами с энергией ξ > 10 кэв (быстрый реактор). Воз­можны также реакторы на промежуточных нейтронах с энергией 1 - 1000 эв.

По конструкции ядерные реакторы делятся на гете­рогенные реакторы, в которых ядерное топливо распределено в активной зоне дискретно в виде блоков, между которыми находится замедлитель нейтронов; и гомогенные, реакторы, в которых ядерное топливо и замедлитель представ­ляют однородную смесь (раствор или суспензия). Блоки с ядерным топливом в гетерогенном ядерном реакторе, называются тепловыде­ляющими элементами (ТВЭЛ"ами), об­разуют правильную решётку; объём, при­ходящийся на один ТВЭЛ, называют ячейкой. По характеру использования Ядерный реактор делят­ся на энергетические реакторы и иссле­довательские реакторы. Часто один ядерный реактор выполняет несколько функций.

Выгорание ядерного топлива характе­ризуют суммарной энергией, выделив­шейся в ядерном реакторе на 1 т топлива. Для ядерных реакторов работающих на естественном уране, максимальное выгорание ~ 10 Гвт*сут/т (тяжело­водные ядерные реакторы). В ядерных реакторах со слабо обо­гащённым ураном (2 - 3% 235 U) достига­ется выгорание ~ 20-30 Гвт*cyт/т. В ядерном реакторе на быстрых нейтронах - до 100 Гвт*сут/т. Выгорание 1 Гвт*сут/т соответствует сгоранию 0,1% ядерного топлива.

2.1. Управление ядерного реактора.

Для регулирования ядерного реактора важно, что часть нейтронов при де­лении вылетает из осколков с запазды­ванием. Доля таких запаздываю­щих нейтронов невелика (0.68% для 235 U, 0,22% для 239 Pu). Вре­мя запаздывания Т зап от 0,2 до 55 сек. Если (К эф - 1)   3 / 0 , то число делений в ядерном реакторе растёт (К эф > 1) или падает (К эф

Для управления ядерного реактора служит система управления и защиты (СУЗ). Органы СУЗ делятся на: аварийные, уменьшающие реактивность (вводящие в ядерный реактор отрицательную реактивность) при появлении аварийных сигналов; автоматические регуляторы, поддерживающие постоянным нейтронный поток Ф (а значит - и мощность); компенсирующие (компенсация отравления, выгорания, температурных эффектов). В большинстве случаев это стержни, вводимые в активную зону ядерного реактора (сверху или снизу) из веществ, сильно поглощающих нейтроны (Cd, B и др.). Их движение управляется механизмами, сра­батывающими по сигналу приборов, чув­ствительных к величине нейтронного по­тока. Для компенсации выгорания могут использоваться выгорающие поглотители, эффективность которых убывает при за­хвате ими нейтронов (Cd, В, редкозе­мельные элементы), или растворы по­глощающего вещества в замедлителе. Стабильности работы ядерного реактора способствует отрицательный температурный коэффициент реактивности (с ростом температуры  уменьшается). Если этот коэффициент положителен, то работа органов СУЗ суще­ственно усложняется.

Ядерный реактор оснащается системой приборов, информирующих оператора о состоянии ядерного реактора: о потоке нейтронов в разных точ­ках активной зоны, расходе и температуре теплоносителя, уровне ионизирующего излучения в различных частях ядерного реактора и в вспомогательных помещениях, о положе­нии органов СУЗ и др. Информация, получаемая с этих приборов, поступает в ЭВМ, которая может либо выдавать её оператору в обработанном виде (функции учёта), либо на основании математической обработки. Этой информации выдавать рекомендации оператору о необходимых изменениях в режиме работы ядерного реактора (машина - советчик), либо, наконец, осуществлять управление ядерного реактора без участия оператора (управляющая машина).

2.2. Классификация ядерных реакторов

По назначению и мощности ядерные реакторы делятся на несколько групп:

1) экспериментальный реактор (критическая сборка), предназначенный для изучения различных физических величин, значение которых необходимо для проектирования и эксплуатации ядерных реакторов: мощность таких ядерных реакторов не превышает нескольких квт:

2) исследователь­ские реакторы, в которых потоки нейтронов и -квантов, генерируемые в активной зоне, используются для исследований в области ядерной физики, физики твёр­дого тела, радиационной химии, биологии, для испытания материалов, предназначенных для работы в интенсивных нейтронных по­токах (в т. ч. деталей ядерного реактора), для производства изотопов. Мощность исследовательского ядерного реактора не превосходит 100 Мвт: выделяю­щаяся энергия, как правило, не исполь­зуется. К исследовательским ядерным реакторам отно­сится импульсный реактор:

3) изотопные ядерные реакторы, в которых потоки нейтронов исполь­зуются для получения изотопов, в т. ч. Pu и 3 Н для военных целей;

4) энергетические ядерные реакторы, в которых энер­гия, выделяющаяся при делении ядер, используется для выработки электроэнер­гии, теплофикации, опреснения морской воды, в силовых установках на кораблях и т. д. Мощность (тепловая) современного энер­гетического ядерного реактора достигает 3-5 Гвт.

Ядерные реакторы могут различаться также по виду ядерного топлива (естественный уран, слабо обогащённый, чистый делящийся изотоп), по его химическому составу (металлический U, UO 2 , UC и т. д.), по виду теплоносителя (Н 2 О, газ, D 2 O, органические жидкости, расплавленный металл), по роду замедлителя (С, Н 2 О, D 2 O, Be, BeO. гидриды метал­лов, без замедлителя). Наиболее распро­странены гетерогенные Ядерный реактор на тепловых нейтронах с замедлителями - Н 2 О, С, D 2 O и теплоносителями - Н 2 О, газ, D 2 O.

2.3. Ядерный реактор в подкритическом режиме как усилитель энергии

Представим себе, что мы собрали атомный реактор, имеющий эффективный коэффициент размножения нейтронов k эф немного меньше единицы. Облучим это устройство постоянным внешним потоком нейтронов N 0. Тогда каждый нейтрон (за вычетом вылетевших наружу и поглощённых, что учтено в k эф) вызовет деление, которое даст дополнительный поток N 0 k 2 эф. Каждый нейтрон из этого числа снова произведёт в среднем k эф нейтронов, что даст дополнительный поток N 0 k эф и т.д. Таким образом, суммарный поток нейтронов, дающих процессы деления, оказывается равным

N = N 0 (1 + k эф + k 2 эф + k 3 эф + ...) = N 0 k n эф.

Если k эф > 1, ряд в этой формуле расходится, что и является отражением критического поведения процесса в этом случае. Если же k эф

Выделение энергии в единицу времени (мощность) тогда определяется выделением энергии в процессе деления,

нейтронах. Удобно представить поток нейтронов через ток ускорителя

где е- заряд протонов, равный элементарному электрическому заряду. Когда мы выражаем энергию в электрон-вольт, это значит, что мы берём представление Е = еV, где V- соответствующий этой энергии потенциал, содержащий столько вольт, сколько электрон-вольт содержит энергия. Это значит, что с учётом предыдущей формулы можно переписать формулу выделения энергии в виде

Наконец удобно представить мощность установки в виде

где V- потенциал, соответствующий энергии ускорителя, так что VI по известной формуле есть мощность пучка ускорителя: P 0 = VI, а R 0 в предыдущей формуле есть коэффициент для k эф = 0,98,что обеспечивает надёжный запас подкритичности. Все остальные величины известны, и для энергии протонного ускорителя 1 ГэВ имеем
. Мы получили коэффициент усиления 120, что, разумеется, очень хорошо. Однако коэффициент предыдущей формулы соответствует идеальному случаю, когда полностью отсутствуют потери энергии и в ускорителе, и при производстве электроэнергии. Для получения реального коэффициента нужно умножить предыдущую формулу на эффективность ускорителя r у и КПД тепловой электростанции r э. Тогда R=r y r э R 0 . Эффективность ускорения может быть достаточно высокой, например в реальном проекте сильноточного циклотрона на энергию 1ГэВ r y = 0,43. Эффективность производства электроэнергии может составлять 0,42. Окончательно реальный коэффициент усиления R = r y r э R 0 = 21,8, что по-прежнему вполне хорошо, потому что всего 4,6% производимой установкой энергии нужно возвращать для поддержания работы ускорителя. При этом реактор работает только при включенном ускорителе и никакой опасности неконтролируемой цепной реакции не существует.

2.4. Воспроизводство топлива

Для производства энергии в подкритическом режиме требуется хорошо делящийся изотоп. Обычно рассматриваются три возможности 239 Pu, 235 U, 233 U. Очень интересным оказывается последний вариант, связанный с 233 U. Этот изотоп может воспроизводиться в реакторе при облучении интенсивным потоком нейтронов, а это и есть непременное условие роботы реактора в подкритическом режиме. Действительно, представим себе, что реактор заполнен природного тория 232 Th и 233 U. Тогда при облучения реактора нейтронами, полученными с помощью ускорителя, как описано в предыдущем разделе, идут два основных процесса: во-первых, при попадании нейтронов в 233 U происходит деление, которое и является источником энергии, и, во-вторых, при захвате нейтрона ядром 232 Th идёт цепочка реакций.

232 Th+n () 233 Th () 233 Pa () 233 U

Каждая реакция деления приводит к убыли одного ядра 233 U, а каждая предыдущая реакция приводит к появлению такого ядра. Если сравниваются вероятности процесса деления и предыдущего процесса, то кол-во 233 U при работе реактора остаётся постоянной, то есть топливо воспроизводится автоматически. Вероятности процесса определяются их эффективными сечениями согласно формуле определения числа событий N. Из этой формулы мы получаем условия стабильной работы реактора с постоянным содержанием 233 U: n(232 Th)
(232 Th)=n(233 U)(233 U)

где n(.) - плотность ядер соответствующего изотопа. Сечение деления (233 U) = 2,784 барн приведено выше, а сечение захвата нейтрона торием при тех же энергиях (232 Th) = 0,387 барн. Отсюда получаем отношение концентраций 233 U и 232 Th

Таким образом, если мы в качестве рабочего вещества выберем смесь из 88% природного тория и 12% изотопа 233 U, то такой состав, будет длительное время сохраняться при работе реактора. Положение изменится после, того, как будет выработано достаточно большое кол-во тория. После этого нужно производить смену рабочего вещества, но 233 U следует выделить из отработанного вещества и использовать в следующей загрузке. Оценим время, которое может проработать реактор при одной загрузке. Возьмём в качестве примера параметры установки, предлагаемые группой проф. К. Руббиа Здесь ток ускорителя 12,5 мА при энергии 1 ГэВ и исходная масса топлива 28,41 т. Топливо состоит из Окислов ThO 2 и 233 UO 2 . Исходное кол-во ядер 232 Th 5,58 10 28 . При приведённом значении тока производится 1,72 10 18 нейтронов в секунду. В силу соотношения N=N 0 nl эф половина нейтронов захватывается торием, это соответствует 2,7 10 25 захватов в год. Отсюда делается заключение, что при времени работы на одной загрузке порядка нескольких лет будет выработано менее 1% всего кол-ва тория. В проекте принята периодичность замены топлива 5 лет.

Необходимо отметить, что продукты деления 233 U, представляющие большую радиационную опасность, с большой вероятностью участвуют в

реакциях с нейтронами, в результате которых наиболее опасные продукты

деления со средним временем жизни пережигаются, то есть либо переходят в устойчивые изотопы, либо, наоборот, в очень нестабильные, которые быстро распадаются. Таким образом, отпадает необходимость геологического хранения отходов работы атомной электростанции. Это ещё одно несомненное преимущество подкритического режима работы ядерного реактора. При этом, разумеется, часть потока нейтронов расходуется на пережигание отходов, что несколько понижает коэффициент усиления

R = r y r э R 0 = 21,8. Однако эти затраты, вне всякого сомнения, оправданны.

Факторы опасности ядерных реакторов. Условия безопасности на атомных станциях

Факторы опасности ядерных реакторов достаточно многочисленны. Перечислю лишь некоторые из них. Возможность аварии с разгоном реактора. При этом вследствие сильнейшего тепловыделения может произойти расплавление активной зоны реактора и попадание радиоактивных веществ в окружающую среду. Если в реакторе имеется вода, то в случае такой аварии она будет разлагаться на водород и кислород, что приведет к взрыву гремучего газа в реакторе и достаточно серьезному разрушению не только реактора, но и всего энергоблока с радиоактивным заражением местности. Аварии с разгоном реактора можно предотвратить, применив специальные технологии конструкции реакторов, систем защиты, подготовки персонала. Радиоактивные выбросы в окружающую среду. Их количество и характер зависит от конструкции реактора и качества его сборки и эксплуатации. Очистные сооружения могут уменьшить их. Впрочем, у атомной станции, работающей в нормальном режиме, эти выбросы меньше, чем, скажем, у угольной станции, так как в угле тоже содержатся радиоактивные вещества, и при его сгорании они выходят в атмосферу. Необходимость захоронения отработавшего реактора. На сегодняшний день эта проблема не решена, хотя есть много разработок в этой области. Радиоактивное облучение персонала. Можно предотвратить или уменьшить применением соответствующих мер радиационной безопасности в процессе эксплуатации атомной станции. Ядерный взрыв ни в одном реакторе произойти в принципе не может.

Безопасность ядерных реакторов обычно рассматривают с двух точек зрения: ядерной и радиационной. Оценка ядерной безопасности предполагает анализ тех характеристик реактора, которые определяют масштаб возможных изменений мощности реактора, возникающих при различных аварийных ситуациях в системе. Под радиационной безопасностью понимают меры, принимаемые для защиты обслуживающего персонала и населения от неконтролируемой утечки радиоактивности при любом режиме работы реактора, включая аварийный. Радиационная безопасность определяется надежностью системы и степенью гарантий в случае предельно возможных аварий.

Можно ожидать, что, по мере того, как ядерная энергетика будет приобретать доминирующее положение в структуре всей энергетики в целом, преимущества теплотехнической концепции будут все больше утрачиваться. В этих условиях возрастет притягательность концепции физико-химического направления в реакторостроении, которая позволит достигнуть более высоких качественных характеристик АЭС и решить ряд задач энергетики, недоступных для твердотопливных реакторов.

ЖСР (жидкосолевой реактор) в отношении ядерной безопасности имеют ряд характерных особенностей по сравнению с твердотопливными реакторами, состоящими в следующем:

* передача тепла от топлива к промежуточному теплоносителю происходит вне активной зоны реактора, поэтому разрушение поверхности раздела между топливом и теплоносителем не приводит к серьезным нарушениям режима работы активной зоны и изменениям радиоактивности;

* топливо в ЖСР выполняет одновременно функцию теплоносителя первого контура, поэтому в принципе исключается весь комплекс проблем, которые возникают в твердотопливных реакторах при авариях, приводящих к потере теплоносителя;

* непрерывный вывод продуктов деления, особенно нейтронных ядов, а также возможность непрерывной подпитки топливом сводит к минимуму начальный запас реактивности, компенсируемый поглощающими стержнями.

К изменению реактивности ЖСР могут привести следующие аварийные ситуации:

* увеличение концентрации делящихся материалов в топливной соли;

* изменение эффективной доли запаздывающих нейтронов;

* изменение состава и плотности топливной соли и перераспределение ее в активной зоне;

* изменение температуры активной зоны.

Подробный анализ аварийных ситуаций, показывает, что особенности присущие ЖСР позволяют обеспечить достаточно высокую ядерную безопасность и надежно исключить возможность нарушения герметичности топливного контура.

Высокая ядерная безопасность, присущая ЖСР, имеет свою обратную сторону и сопряжена с проблемами, которых нет у твердотопливных реакторов. В отличии от них радиоактивные материалы в ЖСР находятся в жидкой или газовой форме при высокой температуре и циркулирует в топливном контуре и контуре системы переработки топлива. Опасность утечки радиоактивности при нарушении герметичности топливного контура здесь значительно более высокая, чем у твердотопливных реакторов при нарушении твэлов. Поэтому радиоактивная безопасность ЖСР в первую очередь связана с надежной герметизацией топливного контура.

Одной из важнейших проблем при создании ядерного реактора является проблема проектирования средств управления и в особенности системы аварийного отключения (САО). САО должна обеспечивать автоматическую остановку реактора (быстрое гашение цепной реакции) при возникновении аварийной ситуации. Для реализации этого требования САО должна иметь широко разветвленную систему автоматического диагностирования аварийных ситуаций (событий, состояний оборудования, значений параметров, характеризирующих состояние ядерного реактора и его систем).

Кроме того, существует проблема транспортировки облученных элементов на радиохимические предприятия, что означает, что радиоактивные элементы будут "размазаны" по весьма широкой территории. При этом возникает как опасность радиоактивного загрязнения среды вследствие возможных аварий, так и опасность хищения радиоактивных материалов.

Заключение

Атомная энергетика - активно развивающаяся отрасль.

Очевидно, что ей предназначено большое будущее, так как запасы нефти, газа, угля постепенно иссякают, а уран - достаточно распространенный элемент на Земле. Но следует помнить, что атомная энергетика связана с повышенной опасностью для людей, которая, в частности, проявляется в крайне неблагоприятных последствиях аварий с разрушением атомных реакторов. В связи с этим необходимо закладывать решение проблемы безопасности (в частности, предупреждение аварий с разгоном реактора, локализацию аварии в пределах биозащиты, уменьшение радиоактивных выбросов и др.) еще в конструкцию реактора, на стадии его проектирования. Стоит также рассматривать другие предложения по повышению безопасности объектов атомной энергетики, как-то: строительство атомных электростанций под землей, отправка ядерных отходов в космическое пространство. Целью настоящей работы было всего лишь рассказать о современной атомной энергетике, показать устройство и основные типы ядерных реакторов. К сожалению, объем доклада не позволяет более подробно остановиться на вопросах физики реактора, тонкостях конструкции отдельных типов и вытекающих из них проблем эксплуатации, надежности и безопасности.

Библиографический список

1 Абрамов А.И. Измерение «неизмеримого» [Текст] / Абрамов А.И. – 4-е издание, перераб. и доп. – М.: Энергоатомиздат, 1986. – 208 с.

2 Арбузов, Б.А. Физика подкритического ядерного реактора [Текст]/ Арбузов Б.А.// Соросовский общеобразовательный журнал. – 1997.- №1.

3 Блинкин, В.Л. Жидкосолевые ядерные реакторы [Текст] / Блинкин В.Л., Новиков В.М..- М.:Атомиздат, 1978.

4 Вильдермут, К. Единая теория ядра [Текст]: пер. с англ. Тан Я., М. – 1980. – 284 с.

5 Вальтер, А.К. Ядерная физика [Текст]/ Вальтер, А.К., Залюбовский И.И.- Харьков: Основа, 1991.

6 Воронько, В.А. [Текст]/ Воронько В.А. – М.: Атомная энергия, 1990.

7 Ганев, И.Х. Физика и расчет реактора [Текст]/ Ганев И.Х..-М.: Энергоатомиздат, 1992.

8 Давыдов, А.С. Теория атомного ядра [Текст]/ А.С. Давыдов. – М.: Прогресс, 1958 – 256 с.

9 Ионайтис, Р.Р. Нетрадиционные средства управления ядерными реакторами [Текст] / Ионайтис, Р.Р..- М.: Изд-во МГТУ, 1992.

10 Климов, А.Н. Ядерная физика и ядерные реакторы [Текст] / Климов А.Н..- М.: Атомиздат,1985.

11 Мухин, К.Н. Введение в ядерную физику [Текст]/ П.С. Мухин. – М.: Энергоатомиздат, 2 изд., 1965 – 328 с.

12 Матвеев, Л.В. Почти все о ядерном реакторе [Текст]/ Л.В.Матвеев, А.П.Рудик.- М.: Энергоатомиздат, 1990.

13 Справочник пол ядерной энерготехнологии [Текст]: пер. с англ./ Ф. Ран, А. Адмантиадес, Дж. Кентон, И. Браун. – М.:Энергоатомиздат, 1989. – 752 с.

14 Яворский, Б.М. Справочник по физике [Текст] / Яворский Б.М., Детлаф А.А.- М.: Наука,1974.

В средине двадцатого века внимание человечества было сосредоточено вокруг атома и объяснения учеными ядерной реакции, которую первоначально решили использовать в военных целях, изобретая согласно Манхэттенскому проекту первые ядерные бомбы. Но в 50-х годах XX века ядерный реактор в СССР применили в мирных целях. Общеизвестно, что 27 июня 1954 года на службу человечества поступила первая в мире атомная электростанция мощностью 5000 кВт. Сегодня ядерный реактор позволяет вырабатывать электроэнергию в 4000 МВт и более, то есть в 800 раз больше, чем было полвека назад.

Что такое ядерный реактор: основное определение и главные комплектующие элементы агрегата

Ядерный реактор – это специальный агрегат, при помощи которого вырабатывается энергия как следствие правильного поддержания контролируемой ядерной реакции. Использовать слово «атомный» в сочетании со словом «реактор» - допускается. Многие вообще считают понятия «ядерный» и «атомный» - синонимами, так как не находят между ними принципиальной разницы. Но представители науки склоняются к более верному сочетанию – «ядерный реактор».

Интересный факт! Ядерные реакции могут протекать с выделением или поглощением энергии.

Основными комплектующими в устройстве ядерного реактора считаются следующие элементы:

• Замедлитель;
• Регулирующие стержни;
• Стержни, содержание обогащенную смесь изотопов урана;
• Специальные защитные элементы от радиации;
• Теплоноситель;
• Парогенератор;
• Турбина;
• Генератор;
• Конденсатор;
• Ядерное горючее.

Какие основополагающие принципы работы ядерного реактора определяются учеными-физиками и почему они незыблемы

Основополагающий принцип работы ядерного реактора базируется на особенностях проявления ядерной реакции. В момент стандартного физического цепного ядерного процесса протекает взаимодействие частицы с атомным ядром, как следствие, ядро превращается в новое с выделением вторичных частиц, которые ученые называют гамма-квантами. Во время ядерной цепной реакции высвобождается огромное количество тепловой энергии. Пространство, в котором протекает цепная реакция, называется активной зоной реактора.

Интересный факт! Активная зона внешне напоминает собой котел, через который протекает обычная вода, выполняющая роль теплоносителя.

Для упреждения потери нейтронов зону актива реактора окружают специальным отражателем нейтронов. Его первостепенная задача – отбрасывать большую часть вылетающих нейтронов внутрь активной зоны. В качестве отражателя используют обычно то же вещество, которое служит замедлителем.

Главное управление ядерным реактором происходит с помощью специальных регулирующих стержней. Известно, что эти стержни вводятся в активную зону реактора и создают все условия для функционирования агрегата. Обычно управляющие стержни изготавливаются из химических соединений бора и кадмия. Почему используются именно эти элементы? Да все потому, что бор или кадмий способны эффективно поглощать тепловые нейтроны. И как только планируется запуск, по принципу действия ядерного реактора, управляющие стержни вводятся в активную зону. Их первостепенная задача – поглощать значительную часть нейтронов, тем самым провоцируя развитие цепной реакции. Результат должен дойти до желаемого уровня. При увеличении мощности свыше установленного уровня включаются автоматы, обязательно погружающие управляющие стержни вглубь активной зоны реактора.

Таким образом, становится понятно, что управляющие или регулирующие стержни играют важную роль в работе теплового ядерного реактора.

А для уменьшения утечки нейтронов активную зону реактора окружают отражателем нейтронов, отбрасывающих значительную массу вылетающих свободно нейтронов внутрь активной зоны. В значении отражателя используют обычно то же самое вещество, что и для замедлителя.

Ядро атомов вещества-замедлителя по стандарту обладает сравнительно небольшой массой, чтобы при столкновении с легким ядром имеющийся с цепи нейтрон терял энергию большую, чем при столкновении с тяжелым. Наиболее распространенные замедлители – обычная вода или графит.

Интересный факт! Нейтроны в процессе ядерной реакции характеризуются чрезвычайно высокой скоростью движения, поэтому и требуется замедлитель, подталкивающий нейтроны терять часть своей энергии.

Ни один реактор в мире не может функционировать нормально без помощи теплоносителя, так как его назначение – выводить энергию, которая вырабатывается в сердце реактора. В качестве теплоносителя используется обязательно жидкость или газы, так как они не способны поглощать нейтроны. Приведем пример теплоносителя для компактного ядерного реактора – вода, углекислый газ, а иногда даже жидкий металлический натрий.

Таким образом, принципы работы ядерного реактора всецело базируются на законах цепной реакции, ее протекании. Все комплектующие реактора - замедлитель, стержни, теплоноситель, ядерное горючее – выполняют поставленные задачи, обуславливая нормальную работоспособность реактора.

Какое топливо используют для ядерных реакторов и почему именно эти химические элементы избираются

Основным топливом в реакторах могут служить изотопы урана, также плутония или тория.

Еще в 1934 году Ф.Жолио-Кюри, пронаблюдав за процессом деления ядра урана, заметил, что в результате химической реакции ядро урана делится на осколки-ядра и два-три свободных нейтрона. А это значит, что появляется вероятность, что свободные нейтрону примкнут к другим ядрам урана и спровоцируют очередное деление. А так, как предсказывает цепная реакция: из трех ядер урана освободится уже шесть-девять нейтронов, и они снова примкнут к вновь образовавшимся ядрам. И так до бесконечности.

Важно помнить! Нейтроны, появляющиеся при делении ядер, способны провоцировать деление ядер изотопа урана с массовым числом 235, а для уничтожения ядер изотопа урана с массовым числом 238 может оказаться мало возникающей в процессе распада энергии.

Уран с числом 235 редко встречается в природе. На его долю приходится только 0,7%, а вот природный уран-238 занимает более просторную нишу и составляет 99,3 %.

Невзирая на такую малую долю урана-235 в природе, все равно физики и химики от него не могут отказаться, потому что он наиболее эффективен для функционирования ядерного реактора, удешевляя процесс получения энергии для человечества.

Когда появились первые ядерные реакторы и где их принято применять сегодня

Еще в 1919 году физики уже триумфовали, когда Резерфордом была обнаружен и описан процесс образования движущихся протонов как результат столкновения альфа-частиц с ядрами атомов азота. Это открытие означало, что ядро изотопа азота в результате столкновения с альфа-частицей превращалось в ядро изотопа кислорода.

Прежде чем появились первые ядерные реакторы, мир узнал несколько новых законов физики, трактующих все важные аспекты ядерной реакции. Так, в 1934 году Ф.Жолио-Кюри, Х.Халбан, Л. Коварски впервые предложили обществу и кругу мировых ученых теоретическое предположение и доказательную базу о возможности осуществления ядерных реакций. Все эксперименты были связаны с наблюдением за делением ядра урана.

В 1939 году Э.Ферми, И.Жолио-Кюри, О. Ган, О. Фриш отследили реакцию деления ядер урана при бомбардировке их нейтронами. В ходе исследований ученые установили, что при попадании в ядро урана одного ускоренного нейтрона имеющееся ядро делится на две-три части.

Цепная реакция была практически доказана в средине XX века. Ученым удалось в 1939 году доказать, что при делении одного уранового ядра высвобождается где-то 200 МэВ энергии. А вот на кинетическую энергию ядер-осколков отводится приблизительно 165 МэВ, а остаток уносит с собой гамма-кванты. Данное открытие совершило прорыв в квантовой физике.

Э.Ферми работы и исследования продолжает еще несколько лет и запускает первый ядерный реактор в 1942 году в США. Воплощенный проект получил название – «Чикагская поленница» и был поставлен на венные рельсы. 5 сентября 1945 года Канада запустила свой ядерный реактор ZEEP. Европейский континент не отставал, и в это же время возводилась установка Ф-1. А для россиян есть и другая памятная дата – 25 декабря 1946 года в Москве под руководством И.Курчатова запускается реактор. Это были не самые мощные ядерные реакторы, но это было началом освоения человеком атома.

В мирных целях научный ядерный реактор создали в 1954 году в СССР. Первый в мире мирный корабль с ядерной силовой установкой – атомный ледокол «Ленин» - был построен в Советском Союзе в 1959 году. И еще одно достижение нашего государства – атомный ледокол «Арктика». Данный надводный корабль впервые в мире достиг Северного полюса. Это случилось в 1975 году.

Первые портативные ядерные реакторы работали на медленных нейтронах.

Где используют ядерные реакторы и какие виды использует человечество

• Промышленные реакторы. Их используют для выработки энергии на АЭС.
• Атомные реакторы, выступающие как движетель атомных подводных лодок.
• Экспериментальные (портативные, малые) реакторы. Без них не проходит ни один современный научный опыт или исследование.

Сегодня научный свет научился при помощи специальных реакторов опреснять морскую воду, обеспечивать население качественной питьевой водой. Действующих ядерных реакторов в России очень много. Так, по статистике по состоянию на 2018 год работает в государстве около 37 блоков.

А по классификации они могут быть следующими:

• Исследовательские (исторические). К ним относят станцию Ф-1, которая создавалась как опытная площадка по получению плутония. На Ф-1 работал Курчатов И.В., руководил первым физическим реактором.
• Исследовательские (действующие).
• Оружейные. Как образец реактора – А-1, который вошел в историю, как первый реактор с охлаждением. Прошлая мощность ядерного реактора небольшая, но функциональная.
• Энергетические.
• Судовые. Известно, что на кораблях и подводных лодках по необходимости и технической целесообразности используют водо-водяные или жидкометаллические реакторы.
• Космические. Как пример, назовем установку «Енисей» на космических кораблях, которая вступает в действие, если необходимо добыть дополнительное количество энергии, и получать ее придется при помощи солнечных батарей и изотопных источников.

Таким образом, тема о ядерных реакторах достаточно расширенная, поэтому требует глубокого изучения и понимания законов квантовой физики. Но значение ядерных реакторов для энергетики и экономики государства уже, бесспорно, овеяно аурой полезности и выгоды.

Ядерный (атомный) реактор
Nuclear reactor

Ядерный (атомный) реактор – установка, в которой осуществляется самоподдерживающаяся управляемая цепная ядерная реакция деления. Ядерные реакторы используются в атомной энергетике и в исследовательских целях. Основная часть реактора – его активная зона, где происходит деление ядер и выделяется ядерная энергия. Активная зона, имеющая обычно форму цилиндра объёмом от долей литра до многих кубометров, содержит делящееся вещество (ядерное топливо) в количестве, превышающем критическую массу. Ядерное топливо (уран, плутоний) размещается, как правило, внутри тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов), количество которых в активной зоне может достигать десятков тысяч. ТВЭЛы сгруппированы в пакеты по несколько десятков или сотен штук. Активная зона в большинстве случаев представляет собой совокупность ТВЭЛов погружённых в замедляющую среду (замедлитель) – вещество, за счёт упругих соударений с атомами которого энергия нейтронов, вызывающих и сопровождающих деление, снижается до энергий теплового равновесия со средой. Такие “тепловые” нейтроны обладают повышенной способностью вызывать деление. В качестве замедлителя обычно используется вода (в том числе и тяжёлая, D 2 О) и графит. Активную зону реактора окружает отражатель из материалов, способных хорошо рассеивать нейтроны. Этот слой возвращает вылетающие из активной зоны нейтроны обратно в эту зону, повышая скорость протекания цепной реакции и снижая критическую массу. Вокруг отражателя размещают радиационную биологическую защиту из бетона и других материалов для снижения излучения за пределами реактора до допустимого уровня.
В активной зоне в результате деления освобождается в виде тепла огромная энергия. Она выводится из активной зоны с помощью газа, воды или другого вещества (теплоносителя), которое постоянно прокачивается через активную зону, омывая ТВЭЛы. Это тепло может быть использовано для создания горячего пара, вращающего турбину электростанции.
Для управления скоростью протекания цепной реакции деления применяют регулирующие стержни из материалов, сильно поглощающих нейтроны. Введение их в активную зону снижает скорость цепной реакции и при необходимости полностью останавливает её, несмотря на то, что масса ядерного топлива превышает критическую. По мере извлечения регулирующих стержней из активной зоны поглощение нейтронов уменьшается, и цепная реакция может быть доведена до стадии самоподдерживающейся.
Первый реактор был пущен в США в 1942 г. В Европе первый реактор был пущен в 1946 г. в СССР.