Общая масса загруженного топлива на 3 кгпревосходит массу выгруженного (выделившаяся энергия «весит» 3 кг) .После остановки Я. р. в топливе продолжается выделение энергии сначала главным образом за счёт деления запаздывающими нейтронами, а затем, через 1—2 мин, главным образомза счёт b- и g-излучении осколков деления и трансурановых элементов. Если до остановки Я. р. работал достаточно долго, то через 2 минпосле остановки выделение энергии (в долях энерговыделения до остановки) 3%, через 1 ч —1%, через сутки — 0,4%, через год — 0,05%.
Коэффициентом конверсии K kназывается отношение количества делящихся изотопов Pu, образовавшихся в Я. р., к количеству выгоревшего 235U. Табл. 2 даёт K K=0,25. Величина K Kувеличивается при уменьшении обогащения и выгорания. Так, для тяжеловодного Я. р. на естественном уране, при выгорании 10 ГвтЧ сут/т K K= 0.55, а при совсем малых выгораниях (в этом случае K Kназывается начальным плутониевым коэффициентом) K K =0,8. Если Я. р. сжигает и производит одни и те же изотопы (реактор-размножитель), то отношение скорости воспроизводства к скорости выгорания называется коэффициентом воспроизводства К в. В Я. р. на тепловых нейтронах Кв < 1, а для Я. р. на быстрых нейтронах К вможет достигать 1,4—1,5. Рост К вдля Я. р. на быстрых нейтронах объясняется главным образом тем, что для быстрых нейтронов g растет, a а падает (особенно для 239Pu, см. Реактор-размножитель ) .
Управление Я. р.Для регулирования Я. р. важно, что часть нейтронов при делении вылетает из осколков с запаздыванием. Доля таких запаздывающих нейтронов невелика (0,68% для 235U, 0,22% для 239Pu; в табл. 1 n — сумма числа мгновенных нейтронов n 0и запаздывающих n 3нейтронов). Время запаздывания Т запот 0,2 до 55 сек.Если ( К эф—1) Ј n 3/n 0, то число делений в Я. р. растет ( К эф>1) или падает ( К эф< 1), с характерным временем ~Т 3. Без запаздывающих нейтронов эти времена были бы на несколько порядков меньше, что сильно усложнило бы управление Я. р.
Для управления Я. р. служит система управления и защиты (СУЗ). Органы СУЗ делятся на: аварийные, уменьшающие реактивность (вводящие в Я. р. 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 Я. р. (сверху или снизу) из веществ, сильно поглощающих нейтроны (Cd, В 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 Я. р. способствует отрицательный температурный коэффициент реактивности (с ростом температуры r уменьшается). Если этот коэффициент положителен, то работа органов СУЗ существенно усложняется.
Я. р. оснащается системой приборов, информирующих оператора о состоянии Я. р.: о потоке нейтронов в разных точках активной зоны, расходе и температуре теплоносителя, уровне ионизирующего излучения в различных частях Я. р. 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 Я. р. (машина-советчик), либо, наконец, осуществлять управление Я. р. в определённых пределах без участия оператора (управляющая машина).
Классификация Я. р.По назначению и мощности Я. р. делятся на несколько групп: 1) экспериментальный реактор (критическая сборка), предназначенный для изучения различных физических величин, значение которых необходимо для проектирования и эксплуатации Я. р.; мощность таких Я. р. не превышает несколько квт', 2) исследовательские реакторы, в которых потоки нейтронов и g-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 Я. р.), для производства изотопов. Мощность исследовательского Я. р. не превосходит 100 Мвт;выделяющаяся энергия, как правило, не используется. К исследовательским Я. р. относится импульсный реактор', 3) изотопные Я. р., в которых потоки нейтронов используются для получения изотопов, в том числе Pu и 3H для военных целей (см. Ядерное оружие ) ;4) энергетические Я. р., 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 Я. р. достигает 3—5 Гвт(см. Ядерная энергетика. Атомная электростанция) .
Я. р. могут различаться также по виду ядерного топлива (естественный уран, слабо обогащенный, чистый делящийся изотоп), по его химическому составу (металлический U, UO 2, UC и т. д.), по виду теплоносителя (H 2O, газ, D 2O, органические жидкости, расплавленный металл), по роду замедлителя (С, H 2O, D 2O, Be, BeO, гидриды металлов, без замедлителя). Наиболее распространены гетерогенные Я. р. на тепловых нейтронах с замедлителями — H 2О, С, D 2О и теплоносителями — H 2O, газ, D 2O. В ближайшие десятилетия будут интенсивно развиваться быстрые реакторы. В них «сжигается» 238U, что позволяет лучше использовать ядерное топливо (в десятки раз) по сравнению с тепловыми Я. р. Это существенно увеличивает ресурсы ядерной энергетики.
Лит.:Вейнберг А., Вигнер Е., Физическая теория ядерных реакторов, пер. с англ., М., 1961; Крамеров А. Я., Шевелёв Я. В., Инженерные расчёты ядерных реакторов, М., 1964; Бать Г. А., Коченов А. С., Кабанов Л. Г., Исследовательские ядерные реакторы, М., 1972; Белл Д., Глесстон С., Теория ядерных реакторов, пер. с англ., М., 1974; Гончаров В. В., 30-летие первого советского ядерного реактора, «Атомная энергия», 1977, т, 42, в. 2.
А. Д. Галанин.
Рис. 1. Продольный разрез реактора Института атомной энергии имени И. В. Курчатова: 1 — активная зона; 2 — загрузочное устройство; 3 — вода-теплоноситель; 4 — радиационная защита; 5 — приводы системы дистанционного управления; 6 — напорный и всасывающий трубопроводы.
Рис. 2. Сборка гетерогенного реактора
Схема образования трансурановых элементов в ядерном реакторе.