2.4.3. Дослідницькі ядерні реактори
Бог виявив щедрість, коли подарував світові таку людину.
Світлані Плачковій присвячується
Книга 4. Розвиток атомної енергетики та об'єднаних енергосистем
- Книга 4. Розвиток атомної енергетики та
- ЧАСТИНА 1. Атомна енергетика
- Розділ 2. Ядерні реактори
- 2.4. Основні типи ядерних реакторів
2.4.3. Дослідницькі ядерні реактори
Дослідницькі ядерні реактори є основними джерелами інтенсивних потоків нейтронів. Загальна кількість дослідницьких реакторів у світі понад 400 та їх кількість продовжує збільшуватися. Дослідницькі ядерні реактори відіграють важливу роль у розвитку багатьох фундаментальних наук, ще більшу роль вони відіграють у розвитку ядерної техніки.
Дослідницькі реактори відрізняються від промислових ядерних реакторів, хоча багато хто з них призначався для дослідження нових конструкцій ядерних реакторів і був прототипом існуючих в даний час конструкцій.
Перший у світі ядерний реактор СР-1 (Chicago Pile-1) був побудований в 1942 р., коли промислового збагачення урану не існувало і як ядерне паливо можна було використовувати природну суміш ізотопів урану238 та урану-235.Вибір сповільнювача також обмежувався ядерно-чистим графітом, важка вода D2O була екзотичною і дуже дефіцитною речовиною. Реактор СР-1 був штабель (звідси термін «pile») з блоків металевого природного урану (5,6 т), діоксиду UО2 (39,2 т), U3О8 (3,7 т) і графітових призм. Реактор СР-1 мав сім каналів для виведення нейтронів пучків з активної зони з метою опромінення фольг різних матеріалів і проведення фізичних експериментів. При потужності 200 Вт та щільності потоку нейтронів
107 нейтронів/(см 2 ·с) цей реактор у відсутності системи примусового охолодження. Зазначені параметри в даний час здаються дуже скромними, але в той час це було потужне, принципово нове і дуже перспективне джерело нейтронів, яке відкрило можливість проведення багатьох фізичних експериментів.
Пуск реактора СР-1 показав можливість здійснення ланцюгової реакції, що самопідтримується, поділу в системі «природний уран + графіт». Цей реактор став фізичною моделлю для майбутніх потужних ядерних реакторів, що напрацьовують плутоній-239 зброї з урану-238, і його можна вважати першим експериментальним ядерним реактором і прототипом подібних реакторів. Комісія з атомної енергії США класифікувала реактор СР-1 і наступні за ним реактори як дослідницькі. У СРСР вперше аналогічна за конструкцією реакторна система Ф-1 на природному урані і графіті була запущена в 1946 р., містила 45 т природного урану, потужність імпульсу досягала 4 тис. кВт при щільності потоку теплових тейтронів 5·10 11 нейтронів/(см. 2 · с).
Для збільшення потужності реакторів необхідно було створити спеціальну систему охолодження уранових блоків (теплові виділення елементів – твелів).
Вперше примусова система тепловідведення була реалізована 1943 р.реакторі Х-10, активна зона якого містила 47,63 т природного урану Примусова система повітряного охолодження дозволила довести потужність реактора до 3800 кВт, а середню щільність потоку теплових нейтронів до 510 11 нейтронів/(см 2 ·с).
Використання як сповільнювача нейтронів важкої води D 2 Про, що володіє мінімальним перерізом поглинання теплових нейтронів, дозволило отримати в реакторі СР-3 потужністю 300 кВт ту ж щільність потоку теплових нейтронів - (5 · 10 11 нейтронів/(см 2 · с) - при завантаженні в активну зону всього 3 т природного урану, це перший реактор з важководним сповільнювачем (1944 р.).
У 1944 р. розпочався новий етап у реакторобудуванні у зв'язку з освоєнням технології поділу ізотопів урану. Збагачений уран дав можливість використовувати як сповільнювач нейтронів звичайну воду Н2О, це дозволило різко скоротити розміри активної зони реактора і зробити реактор компактнішим (довжина дифузії теплового нейтрону у звичайній воді L =2,69 см в
55 разів менше, ніж у важкій воді D2О, та в
21 разів менше, ніж у графіті). Критичне завантаження високозбагаченого урану може бути менше 1 кг залежно від конструкції активної зони, матеріалів сповільнювача та відбивача. Високозбагачений уран дав змогу будувати реактори на швидких нейтронах. Перший реактор НУРО із збагаченим ядерним паливом (14% урану-235) був побудований в США в 1944 році.
У 1950-х роках у різних країнах починають розробляти проекти атомних станцій (АЕС), у зв'язку з чим виникає необхідність детального вивчення радіаційної стійкості різних матеріалів та перш за все паливних композицій. У 1952 р. майже одночасно почали працювати американський реактор МТR (Material Testing Reactor) потужністю 30 тис. кВт при щільності потоку нейтронів5·10 1 4 нейтронів/(см 2 ·с) для випробування матеріалів та радянський реактор РФТ потужністю 10 тис. кВт при щільності потоку нейтронів 8·10 1 3 нейтронів/(см 2 ·с) для фізичних та технічних досліджень. Реактор РФТ став першим петльовим реактором канальної конструкції, обладнаний автономними циркуляційними контурами («петлями»), що дозволили відпрацювати конструкції твэлов для першої АЕС.
Досвід створення та використання дослідницьких реакторів виявив незручності поєднання фізичних та технічних експериментів. Радіоактивні забруднення, пов'язані з порушенням герметичності твэлов, що випробовуються, створюють підвищений фон випромінювань і ускладнюють проведення фізичних експериментів; тривала робота реактора на малій потужності для фізичних експериментів затримує проведення технічних досліджень. Тому після РФТ наступні дослідницькі реактори у СРСР будувалися щодо певного кола експериментів. Для дослідження твелів було створено реактори МР (1963 р.) та СВІТ (1966 р.), для фізичних досліджень – ВВР-М (1959 р.), для хімічних досліджень – ВВР-Ц, для отримання трансуранових елементів – СМ2 (1961 р.) .).
Класифікація дослідницьких реакторів не враховує важливі, але загальні для всіх реакторів ознаки – сповільнювач, теплоносій, відбивач, структуру активної зони, енергетичний спектр нейтронів та ін. роботи, зрештою їх визначають.
Реактори фізичних досліджень. Як правило, мішені та апаратура розташовуються за біологічним захистом на шляху пучків нейтронів і -випромінювання. Ці пучки формуються каналами, що пронизують товщу захисту та відбивача у різних напрямках.(переважно в горизонтальній площині) та обладнаними шиберами для вимикання потоку випромінювання під час роботи реактора (рис. 2.63). Канали дозволяють помістити мета (зразок) всередину реактора в область з максимальною щільністю потоку нейтронів і вивести вторинне випромінювання. Через великий обсяг експериментів на виведених пучках багато реакторів для фізичних досліджень називають пучковими.
Реактори для виробництва нуклідів характеризуються високою щільністю потоку нейтронів, що визначає швидкість їх утворення та накопичення. Реактори для нуклідів називають ізотопними.
Матеріалознавчі реактори використовуються для вивчення поведінки в інтенсивних полях нейтронного та γ-випромінювань насамперед реакторних матеріалів (конструкційних, теплоносіїв, сповільнювачів), для перевірки стійкості радіотехнічних елементів та блоків, проведення фундаментальних та прикладних досліджень з радіаційної хімії, вивчення впливу випромінювань на синтетичні. Типовими експериментальними пристроями у цих реакторах є вертикальні канали, що дозволяють вводити зразки у відповідну область активної зони або відбивача. Часто матеріалознавчі реактори називають петльовими. Петля – це вбудований у реактор автономний контур охолодження експериментального каналу підтримки потрібного режиму випробувань (наприклад температури). Число петель доходить іноді до десяти; в них можуть одночасно відпрацьовуватися твели абсолютно різної конструкції для водяних, киплячих, газоохолоджуваних та інших реакторних систем.
Дослідницькі реактори можна класифікувати за чисельним значенням максимальної щільності потоку нейтронів:
До реакторів першого класу відносяться установки великої потужності з високою густиною потоку нейтронів. Такіреактори називають високоточними. Загальна кількість чинних реакторів цього класу у світі близько десяти. Нижня межа щільності потоку теплових нейтронів, що розділяє реактори першого і другого класу, дорівнює 1015 нейтронів/(см 2 ·с).
Реактори другого класу із середньою щільністю потоку нейтронів 10 14 -10 15 нейтронів /(см 2 ·с) ще кілька років тому вважалися високопоточними.
Реактори третього класу з низькою щільністю потоку нейтронів - менше 1014 -109 нейтронів/(см 2 ·с). Таких реакторів багато і вони різноманітні, вони недорогі і використовуються для безлічі експериментів, що не вимагають високої щільності потоку нейтронів.
Дослідницькі реактори можна класифікувати за режимом роботи, який визначається законом зміни потужності реактора в часі.
Реактори зі стаціонарною щільністю потоку нейтронів призначені для тривалої роботи на будь-якому рівні потужності від номінального, на який вони розраховані до мінімально контрольованого. У цьому сенсі вони не відрізняються від енергетичних реакторів або переробників урану до плутоній.
Імпульсні реактори працюють у режимі коротких потужних вибухоподібних спалахів, розділених тривалими інтервалами часу. Граничним випадком імпульсної роботи є підземний ядерний вибух, що проводиться для фізичних експериментів та отримання трансуранових елементів.
Пульсуючі реактори по нейтронних процесах подібні до імпульсних, частота проходження імпульсів
100 Гц. До пульсуючих реакторів часто відносять бустери - підкритичні системи, що підсилюють генерований зовнішнім джерелом імпульс нейтронів.
Пучковий дослідницький реактор ПІК потужністю 100 МВт з потоком теплових нейтронів 10 15 нейтронів/см 2 будується на базі Петербурзького інституту ядерної фізики ім. Б. П. Константинова РАН за 30 км від Санкт-Петербурга і буде найбільшим у Східній Європі. Назва реактора ПІК – абревіатура від великих букв прізвищ вчених – розробників проекту (Юрій Анатолійович Петров та Кір Олександрович Конопльов). Унікальність експериментальних можливостей реактора ПІК визначається не тільки високою інтенсивністю нейтронних пучків, яка приблизно на порядок вища, ніж на реакторах середньої потужності, що нині діють, але також наявністю джерел гарячих, холодних і ультрахолодних нейтронів. Програма наукових досліджень на реакторі включає участь як українських, так і зарубіжних науковців. Нейтронне випромінювання використовується як інструмент наукових досліджень у різних галузях науки – у фізиці, хімії, біології, геології, матеріалознавстві, медицині, технології виробництва напівпровідникових матеріалів та в промисловості.