Типи реакторів
За складом ядерного палива класифікуються уранові, плутонієві та торієві реактори. Паливо може бути в твердій, рідкій або газоподібній фазі.
Залежно від розміщення палива у сповільнювачі визначаються гомогенні та гетерогенні реактори. В активній зоні гомогенного реактора паливо та сповільнювач рівномірно «перемішані» (наприклад, дрібні зерна карбіду урану, рівномірно розміщені у графітовому сповільнювачі). У гетерогенному реакторі речовина, що ділиться розміщено в сповільнювачі у вигляді вставок з блоків, що утворюють ту або іншу геометричну упаковку.
За типом уповільнювача існують реактори з водяним (важководним), графітовим, гідридним, органічним сповільнювачами.
За типом теплоносія, що застосовується, класифікуються реактори з водяним теплоносієм (у таких реакторах вода може виконувати ще й роль уповільнювача, тому вони називаються водо-водяними), рідкометалевим, газовим і органічним теплоносіями.
За призначенням реактори поділяються на енергетичні (призначені для виробництва теплової та електричної енергії); дослідні; працюючі у складі рухово-енергетичних установок транспортних засобів; службовці виробництва штучних ізотопів та інших.
При використанні як паливо урану відбувається в основному розподіл ядер урану-235. Нейтрони, що утворюються при розподілі, можуть захоплюватися ядрами урану-238 з подальшим утворенням плутонію-239 радіонукліду. Цей радіонуклід теж є ділиться. Аналогічно, захоплення нейтронів ядрами торію-232 призводить до утворення нукліду урану-233, що ділиться. Відношення числа атомів знову утворюється речовини, що ділиться до атомів вигорілого палива називається коефіцієнтом відтворення (КВ). У реакторах на теплових нейтронах цейкоефіцієнт значно менше одиниці. Реактори, що характеризуються значеннями КВ»1, називаються конверторами. Реактори на швидких нейтронах, під час яких КВ > 1, називаються реакторами-розмножувачами, або бридерами. Утворення нових матеріалів, що діляться в них відбувається в основному всередині так званої зони відтворення, що оточує активну зону і містить 238 U або 232 Th , поглинають значну частину залишають активну зону нейтронів.
Принципи проектування захисту реактора залежать від його типу та призначення.
У цьому розділі розглядаються основні аспекти проектування захисту енергетичних реакторів. Особливості захисту реакторів космічних літальних апаратів розглянуті у наступному розділі.
Основні вимоги, яким має задовольняти захист реактора, це забезпечення допустимих рівнів:
- Потужності іонізуючих випромінювань в відвідуваних приміщеннях;
- радіаційного пошкодження матеріалів та систем як ядерного пристрою, так і що знаходяться в безпосередній близькості від нього;
- радіаційного енерговиділення у матеріалах (виконання функцій теплового захисту) та активації конструкцій, обладнання та теплоносія.
Основні загальні принципи проектування захисту реакторних установок можна сформулювати в такий спосіб.
1. Спільне проектування реактора, захисту, контурів теплоносія та допоміжних систем на всіх стадіях розробки.
2. Забезпечення зразкової рівності основних показників радіаційної обстановки на зовнішній поверхні захисту.
3. Врахування вимог безпеки реактора при позаштатних та аварійних ситуаціях.
4. Врахування вимог економічності ядерної установки.
5. Забезпечення простоти, надійності та функціональності конструкції захисту, нещо перешкоджають нормальній експлуатації реактора.
6. Доступність конструкції для проведення всебічних випробувань ефективності захисту після її введення в експлуатацію.
Існують такі різновиди компонування захисту ядерних реакторів.
1. Суцільний захист, що повністю оточує реактор з усіма компонентами.
2. Роздільний захист (реактор захищений частково; є обмежений доступ до певних ділянок поблизу реактора при його роботі на малій потужності, а також до контуру теплоносія, розташованого окремо від реактора у спеціально обладнаному приміщенні).
3. Тіньовий захист (певні ділянки (пульти керування, коридори, спеціальні приміщення) поблизу реактора захищаються екранами та знаходяться «в тіні захисту»).
При роздільному компонуванні весь радіаційний захист поділяється на первинну та вторинну. Призначенням первинного захисту є зниження інтенсивності випромінювання з реактора до значення, приблизно відповідного інтенсивності випромінювання активованого теплоносія. Призначенням вторинного захисту, що оточує систему охолодження реактора, є подальше зниження інтенсивності випромінювань у приміщеннях, що відвідують, до допустимого рівня.
Найважливішою складовою стадії розрахунку та проектування захисту реактора є розрахунок полів випромінювань у захисті. Особливостями різних видів випромінювання ядерного реактора з погляду впливу на характеристики захисту є:
- радіаційне крихтіння корпусу (конструкцій) реактора та захисту швидкими нейтронами, а також визначальний внесок швидких нейтронів у характеристики просторового розподілу теплових та повільних нейтронів при використанні водородсодержащих матеріалів;
- визначальний внесок проміжних нейтронів у потужністьеквівалентної дози за «безводневим» захистом;
- активація конструкцій реактора тепловими нейтронами; формування ними джерел захватного - випромінювання;
- визначальна роль миттєвого і запізнюваного - випромінювань з енергією, меншою приблизно 3 МеВ, в тепловиділення у внутрішніх шарах захисту;
- Визначальна роль високоенергетичної частини захватногоg- випромінювання в потужність еквівалентної дози за захистом.
Проектування захисту реактора-складний процес, що вимагає великих інтелектуальних та фінансових вливань. При уявному розмаїтті і різноманітності методів розрахунку ослаблення іонізуючих випромінювань, вони можуть врахувати впливу всіх особливостей, що виникають при розробках нового ядерно-технічного устройства. Тому, крім вимог наукової грамотності, професіоналізму та відповідальності, кваліфіковані проектанти захисту повинні мати «чуття», що базується на глибокому розумінні процесів і практичному досвіді, що відбуваються, для прийняття правильних рішень у ситуаціях, що не знайшли відображення в освоєних конструкціях.
З урахуванням накопиченого досвіду можна назвати такі основні стадії проектування радіаційного захисту.
Перша стадія. Вибір матеріалу захисту з найкращими характеристиками з урахуванням вимог конкретної задачі. Встановлення допустимих рівнів випромінювання у різних зонах реакторної установки. Виділення:
- зон із щільністю потоку енергії випромінювань, що перевищує 10 10 10 12 МеВ/(см 2 × с), в межах яких відбуваються радіаційні пошкодження матеріалів і необхідно введення охолодження вузлів, що опромінюються;
- зон із щільністю потоку енергії нейтронів, що перевищує 10 7 10 9 МеВ/(см 2 × с), в межах яких значно активаційнеg-випромінювання; зони можуть бути недоступними для обслуговування навіть після витримки реактора в стані зупинки;
- зон із щільністю потоку енергії нейтронів 10 6 10 7 МеВ/(см 2 × с), в межах яких значна наведена активність у конструкціях, що обмежує час перебування персоналу навіть після витримки реактора в стані зупинки;
- зон короткочасного перебування персоналу (щільність потоку випромінювань відповідає еквівалентній дозі, що перевищує гранично допустимий рівень для умов роботи протягом зміни не більше, ніж у 10…100 разів);
- зон постійного обслуговування (щільність потоку випромінювань вбирається у гранично допустимий рівень).
Після прийняття допустимих рівнів приблизно визначається кратність ослаблення випромінювань захистом і проводяться наближені оцінки товщин захисту в різних напрямках.
Друга стадія. Проведення більш суворого розрахунку полів випромінювань у варіанті захисту. При незадовільних показниках- розгляд інших варіантів компонування первинного захисту, коригування у співвідношеннях компонентів матеріалів захисту, прийнятих першої стадії. Повернення на першу стадію при повній заміні захисних матеріалів, що передбачалися до використання.
Третя стадія. Компонування та розрахунок захисту контуру теплоносія. Бажане таке компонування обладнання, яке дозволяє використовувати контур як частину захисту.
Четверта стадія. Порівняння параметрів кількох розглянутих варіантів, вибір остаточного варіанта конструкції захисту. Проведення суворих і, наскільки можна, найбільш точних перевірочних розрахунків захисних характеристик остаточно обраної компоновки.
Конструктивні схеми побудови захисту реакторів різних типів підпорядковуються деяким загальнимзакономірностей. На рис.8.1 наведено схему [17] розташування зон верхньої половини захисту енергетичних реакторів.
За відбивачем (Отр.) реакторів на теплових нейтронах або зовнішньою бічною поверхнею зони відтворення (ЗВ) у розмножувачах, розташовується бічний внутрішньокорпусний захист (БВКЗ), що охолоджується теплоносієм. Далі слідує корпус реактора 1. В енергетичних реакторах серії РБМК корпус розташований безпосередньо за відбивачем. За корпусом розташовується шахта 9 та бічний біологічний захист (ББЗ), у внутрішніх шарах якої розміщуються іонізаційні камери (ІЧ). ББЗ зазвичай складається з бетону. Для зниження радіаційного та теплового навантаження на бетон внутрішня частина ББЗ виконується у вигляді водяного бака (товщина водяного прошарку-порядка одного метра). У верхньому захисті часто є верхнє захисне перекриття 4. Воно забезпечує захист від випромінювань активної зони, теплоносія та активованих елементів конструкції. Над шахтою може розташовуватись локальний захист 6.
8.1. Спрощена узагальнена схема розташування функціональних зон верхньої половини захисту енергетичного реактора: АЗ – активна зона; Отр - бічний відбивач (або ЗВ); БВКЗ – боковий внутрішньокорпусний захист; В.отр - верхній відбивач (або ЗВ);
ВВКЗ – верхній внутрішньокорпусний захист; ББЗ – бічний біологічний захист; ІЧ – іонізаційні камери; 1 – корпус (кожух) реактора; 2 – металоконструкція (технологічні канали, приводи СУЗ та ін.); 3 – кришка реактора (верхня плита); 4 – верхнє захисне перекриття; 5 – отвори для доступу; 6 – локальний захист; 7 – захисна пробка каналів ІЧ; 8 – проходки під комунікації у захисті; 9 – шахта реактора