Условием существования самоподдерживающейся цепной ядерной реакции является наличие достаточного количества вторичных (или свободных) нейтронов, возникающих, а процессе деления тяжелого ядра на более легкие ядра («осколки») и имеющих возможность участвовать в дальнейшем процессе деления тяжелых ядер.

Источником ядерного топлива служит природный уран, который состоит из смеси изотопов урана-238 – 99,28%, урана-235 – 0,71%, урана-234 – 0,006%.

Схематично реакция ядерного деления тяжелых ядер урана при облучении их нейтронами выглядит следующим образом.

Рис 4. деление ядер урана-235

Нейтрон, как видно из рисунка, раскалывает ядро надвое. Кроме осколков деления, которые обычно радиоактивны, в каждом таком случае излучается еще несколько нейтронов. В свою очередь они делят соседние ядра, так что в цепной процесс вовлекается еще большее число ядер и нейтронов.

Приведем в качестве примера некоторые из возможных вариантов деления ядер²³⁵ U ₉₂ в результате взаимодействия с нейтроном.

²³⁵ U₉₂+ ¹n ₀→²³⁶U₉₂+ý = ⁹⁵Sr₃₈+¹³⁹Xe₅₄+2n +E,

 ²³⁵U₉₂+ ¹n ₀→²³⁶U₉₂+ý = ⁹⁴Cs ₃₇+ ¹⁴⁰Rb₅₅+2n +E,

 ²³⁵U₉₂+ ¹n ₀→²³⁶U₉₂+ý =⁹²Kr₃₆ +¹⁴¹Ba₅₆ +3n + E.

Появляющиеся в результате деления вторичные нейтроны имеют в среднем энергию порядка 2 МэВ, т.е. являются быстрыми. Однако при взаимодействии быстрых нейтронов с другими ядрами изотопов урана вероятность деления последних очень мала. Более вероятными оказываются процессы радиационного захвата ( поглощение нейтронов ядрами с последующим испусканием γ-квантов), упругого и неупругого рассеяния, что приводит к значительному уменьшению энергии нейтронов до величины менее 0,5 эВ. Такие нейтроны называются тепловыми. Кроме того, если энергия тепловых нейтронов совпадает с энергетическими уровнями ядер урана, то происходит процесс резонансного поглощения нейтронов этими ядрами.

Перечисленные выше процессы взаимодействия нейтронов с тяжелыми ядрами относятся в основном к ядрам урана 238, поскольку в соответствии с составом природного урана на 1 ядро урана 235 приходится примерно 140 ядер урана 238. Поэтому вероятность встречи вторичного нейтрона с ядром урана-235 достаточно мала. Следовательно, самоподдерживающуюся цепную ядерную реакцию, основанную на делении ядер урана 238 , в природном уране осуществить невозможно. Цепную ядерную реакцию в природном уране можно осуществить за счет деления ядер урана-235 в результате их взаимодействия с тепловыми нейтронами. С целью повышения вероятности этого взаимодействия природный уран обогащают ураном 235 до 1,8-2%, а нейтроны замедляют до таких значений энергии (Е<0.02 эВ), чтобы она была ниже энергии, соответствующей резонансному поглощению нейтронов ядрами урана 238. Замедлить нейтроны можно путем столкновения их с ядрами, которые хорошо рассевают, но слабо поглощают нейтроны. Такие вещества называют замедлителями (например, графит). Таким образом, является балластом, а реакция происходит только за счет деления ядер  при взаимодействии с тепловыми нейтронами. Зачем же нужен уран 238?

²³⁸ U ₉₂ + n ¹ ₀  (оружейный плутоний, Т=24400 лет).

Первая в мире АЭС с реактором на тепловых нейтронах и замедлителем из графита была запущена в СССР в г.Обнинске в 1954 г. (ни в одной стране мира подобные реакторы не строили). Эта схема использовалась на Белоярской АЭС и Сибирской АЭС. На их основе был сконструирован реактор типа РБМК – 1000 – реактор большой мощности канальный, построенный в Чернобыльской, Ленинградской, Курской и других АЭС.

Кратко ознакомится с принципом работы РБМК. В реактор загружают 190-200 т топлива в виде природного урана. Функцию замедлителя нейтронов в РБМК выполняет графит. Активная зона реактора представляет собой большой графитовый цилиндр диаметром 11,8 м, высотой 7 м, в который равномерно погружены тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы, примерно 1693 шт.) диаметром 13,5 мм, толщиной 0,9 мм, высотой 3,5 м, выполненные из цирконий-ниобиевого сплава. Сердцевина ТВЭЛов заполнена керамическими таблетками из двуокиси урана, обогащенного до 1,8-2% ураном 235.

Устройство одноконтурной АЭС с РБМК:

Рис2. Схема устройства реактора

Рис. 3 Схема одноконтурной АЭС с РБМК

1) активная зона реактора;

2) поток теплоносителя;

3) сепаратор;

4) паровая турбина;

5) генератор электрического тока;

6) технологический конденсатор;

Циркуляционный насос.

В активной зоне одновременно делится огромное количество ядер и выделяется очень много тепла. Тепло отбирает теплоноситель – вода, циркулирующая по тепловым каналам. Нагреваясь, вода превращается в пар, который поступает на турбины, вырабатывающие электроэнергию. Для того чтобы предотвратить бесконечное развитие цепной реакции деления и регулировать мощность реактора, в активную зону вводят несколько (179) стержней с веществом, сильно поглощающим нейтроны. Обычно это бор или кадмий. Глубина опускания регулирующих стержней в реакторе может меняться по команде с пульта управления. Если их все опустить целиком, нейтронов, способных поддерживать реакцию становиться недостаточно, и реактор останавливается.

Достоинства РБМК:

1. Возможность замены ТВЭЛов без остановки реактора.

2. Возможность поканального контроля состояния реактора.

Недостатки РБМК:

1. Низкая стабильность работы на малых уровнях мощности.

2. Недостаточное быстродействие системы «управления – защита».

3. Использование одноконтурной схемы (имеется реальная возможность радиоактивного загрязнения турбогенератора небольшим, но постоянным выносом радиоактивности из технических каналов реактора в паровой тракт турбины).

Время выгорания топлива после загрузки 3 года.

Рис 4. Схема АЭС с водо-водяным энергетическим генератором

В водо-водяном реакторе имеется два контура. В первом контуре вода нагревается в активной зоне, но в пар не превращается, так как находится под высоким давлением. Теплая вода поступает в парогенератор, где отдает тепло воде второго контура. После этого пар со второго контура подается на турбину, приводя ее в движение. (рис.4) Реактор более надежный, но дорогостоящий (фильм).

 Причины аварии на ЧАЭС.

Авария в Чернобыле по своим масштабам беспрецедентна. Произошла она 26 апреля 1986 г. в 1ч 23 мин 43 сек во время испытаний на одном из турбогенераторов при плановой остановке реактора РБМК 4-го блока. В условиях работы реактора на низкой мощности операторы, в нарушении правил вывели большую часть регулирующих стержней из активной зоны и отключили несколько важных систем аварийной защиты. Наслоение неверных эксплуатационных решений, усугубленное некоторыми конструктивными недостатками РБМК, привело к резкому высвобождению ядерной энергии, сильному разогреву активной зоны реактора и теплоносителя (воды) за 4 секунды, что и обусловило паровой взрыв. В результате была сдвинута тысячетонная крышка (5000 т) реактора. Из поврежденной зоны были выброшены радионуклиды, соответствующие по своему составу продуктам деления в отработанном топливе: цезий – Cs, рубидий – Rb, стронций – Sr, ксенон – Xe.

На первом этапе аварии в атмосферу устремились радиоактивные газы – ксенон, криптон, тритий, а также радионуклиды углерод-14 и легкие аэрозольные частицы, на которых сорбировались летучие (йод, цезий) изотопы. Горение графита (t>2000 ⁰C, несколько суток) на втором этапе постепенно расплавило активную зону реактора.

Начали испаряться и тугоплавкие элементы (цирконий, барий, стронций и др.). В результате сбрасывания с вертолетов нескольких тысяч тонн различных материалов (песка, бора, свинца и др.) 5 мая реактор был заглушен.

При аварии из радиоактивности примерно в миллиард кюри, которая накопилась в реакторе к моменту взрыва, с радиоактивной струей выделилось 250 млн. кюри (около 9,95∙10¹⁸ Бк) радиоактивных веществ. Для сравнения, 1957 г. Южный Урал, выброс составил 7,8∙10¹⁶ Бк или 2,1 млн. кюри (⁹⁰Sr). Всего в воздух было выброшено около 450 различных типов радионуклидов .

Следующее значительное снижение интенсивности выброса произошло в октябре 1986 г., когда вокруг 4-го блока был построен саркофаг. Его возведение не решило всех проблем. Через щели общей площадью около 1000 м², технологические и вентиляционные отверстия радионуклиды продолжали поступать в окружающую среду. В 1988-89 гг. общая активность таких поступлений составила около 4·10⁹ Бк. Суммарная же активность выброса радионуклидов оценивается величиной порядка 10¹⁹ Бк.