Активная зона

(Reactor Core)

Часть ядерного реактора, в которой размещены ядерное топливо, замедлитель, поглотитель, теплоноситель, средства воздействия на реактивность и элементы конструкций, предназначенные для осуществления цепной ядерной реакции деления (ЦЯРД) и передачи энергии теплоносителю. В зависимости от типа и назначения ядерного реактора существует большое разнообразие конструкций А. з., однако все они содержат элементы и системы одинакового физико-технического назначения. Основным функциональным элементом такого рода является ядерное топливо – материал, содержащий в той или иной форме делящийся материал (ДМ, см. Делящиеся материалы). В энергетических реакторах ядерное топливо оформлено в виде тепловыделяющих сборок (ТВС, см. Тепловыделяющая сборка). Обязательной для любой А. з. является также система теплосъема (теплоотвода), основанная на естественном или принудительном протекании через объем А. з. теплоносителя – жидкого или газообразного вещества, обладающего необходимыми теплофизическими свойствами. В качестве теплоносителя в ядерных реакторах на тепловых нейтронах чаще всего используются вода, тяжелая вода (D₂О) и углекислый газ (СО₂), в реакторах на быстрых нейтронах – расплавы металлов (в частности, натрия).

Обязательным условием конструкции А. з. является исключение прямого контакта ДМ в ядерном топливе как с теплоносителем, так и с внешней средой. В А. з. подавляющего большинства ядерных реакторов, в которых ЦЯРД протекает на медленных (тепловых) нейтронах, присутствует замедлитель – вещество, обеспечивающее потерю энергии нейтронами деления от первоначальной, довольно высокой, до тепловой. Это происходит вследствие многократных соударений нейтронов с ядрами материала замедлителя (благодаря, главным образом, упругому рассеянию). Процесс замедления нейтронов тем эффективнее, чем меньше масса такого ядра, поэтому в качестве замедлителя применяются материалы на основе химических элементов с легкими ядрами. Некоторый вклад в процесс замедления нейтронов вносят также реакции неупругого рассеяния. В этом случае ядро сначала поглощает нейтрон, потом излучает нейтрон с меньшей энергией, а часть энергии излучается возбужденным ядром. Количество замедлителя в А. з. выбирается из условия обеспечения оптимального с точки зрения размножающих свойств соотношения объемных долей топлива и замедлителя. Совокупность этих требований приводит к тому, что в качестве замедлителя реально используются лишь три вещества – вода, тяжелая вода и химически чистый графит (а также оксид бериллия, гидрид циркония и др. – в реакторах с промежуточным спектром нейтронов). А. з. реакторов на быстрых нейтронах замедлителя не содержат.

Конструкция А. з. предусматривает также наличие средств контроля мощности реактора, систем управления и защиты (регулирующие стержни, аварийная защита). По периферии А. з. окружается отражателем – материалом, хорошо отражающим нейтроны и уменьшающим их потерю вследствие выхода за ее пределы. А. з. различных реакторов существенно отличаются друг от друга как конфигурацией, так и размерами. Например, у реактора на быстрых нейтронах БН-600 А. з. имеет диаметр 2,05 м и высоту 1,03 м, а у ВВЭР-1000 – соответственно 3,12 и 3,55 м.

Лит.: Справочник по ядерной энерготехнологии. М.: Энергоатомиздат, 1989. С. 11–12;

Климов А.Н. Ядерная физика и ядерные реакторы. М.: Энергоатомиздат, 2002. С. 276–278;

Колдобский А.Б. 50 вопросов и ответов об атомной энергетике и ядерном топливе. М.: ТВЭЛ, 2006. С. 5–6.

А.Б. Колдобский