Энергетических реакторов

Цепная реакция будет поддерживаться с определенными трудностями, если энергия поглощаемых нейтронов будет выше 0,1 кэВ. Нейтроны, энергия которых меньше этого значения, называются тепловыми нейтронами. Это название означает, что нейтроны обладают относительно малой энергией, сопоставимой со средней энергией теплового движения молекул. Реакторы, работающие на таких нейтронах, называются тепловыми ядерными реакторами. Поскольку нейтроны, получающиеся в результате цепной реакции, обладают энергией в несколько мегаэлектрон-вольт, то необходим процесс замедления. В обычном реакторе замедлитель помещается или распределяется между топливными стержнями. Наилучшим замедлителем будет такой, в котором нейтроны только замедляются, но не поглощаются, поскольку поглощение нейтронов уменьшает нейтронный поток и затрудняет процесс поддержания цепной реакции. В качестве замедлителя используются легкая (обычная) и тяжелая вода ',-' гелий, графит2. Наиболее широко в энергетических реакторах используется обычная вода.

Цепная реакция будет поддерживаться с определенными трудностями, если энергия поглощаемых нейтронов будет выше 0,1 кэВ. Нейтроны, энергия которых меньше этого значения, называются тепловыми нейтронами. Это название означает, что нейтроны обладают относительно малой энергией, сопоставимой со средней энергией теплового движения молекул. Реакторы, работающие на таких нейтронах, называются тепловыми ядерными реакторами. Поскольку нейтроны, получающиеся в результате цепной реакции, обладают энергией в несколько мегаэлектрон-вольт, то необходим процесс замедления. В обычном реакторе замедлитель помещается или распределяется между топливными стержнями. Наилучшим замедлителем будет такой, в котором нейтроны только замедляются, но не поглощаются, поскольку поглощение нейтронов уменьшает нейтронный поток и затрудняет процесс поддержания цепной реакции. В качестве замедлителя используются легкая (обычная) и тяжелая вода ',- гелий, графит 2. Наиболее широко в энергетических реакторах используется обычная вода.

увеличатся утечки как I;, так и /ут. Поэтому значение йэф уменьшится вместе с реактивностью. Существуют также другие процессы, еще более усложняющие этот эффект. В общем в энергетических реакторах изменения плотности потока, вызванные тепловыми эффектами, являются вторичными при определении взаимосвязи между температурой и реактивностью.

Для реакторов-размножителей на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем небольших размеров, где утечка является доминирующим фактором, возникновение пузырей в натрии приводит к получению dp/dT<0. Но в энергетических реакторах, пригодных для промышленных целей, чаще возникает увеличение реактивности в результате ужесточения спектра нейтронов и dp/dT>0, что видно из кривой на 7.11. Когда это было открыто, проектировщики реакторов были обескуражены. Это длилось до тех пор, пока не было установлено, что другой важный температурный эффект, открытый ранее для реакторов на тепловых нейтронах (эффект Доплера), играет большую роль и в реакторах на быстрых нейтронах.

Атомную бомбу нельзя получить из куска природного урана37, который в основном (свыше 99%) состоит из урана-238: любой нейтрон, если только он не обладает исключительно высокой энергией, будет скорее захвачен ядром урана-238, чем начнет расщепление. Таким образом, преобладание урана-238 в урановой руде приводит к тому, что нейтроны, появившиеся в результате любого случайного расщепления, «пожираются» ядрами урана-238, прежде чем возникнет цепная реакция. Это напоминает попытку разжечь огонь из мокрых дров: тепло от спички не сможет вызвать химическую цепную реакцию, поскольку будет поглощаться молекулами воды (по мере их испарения из дров). Сложность расщепления урана-238, по-видимому, обусловливается заполненностью оболочек нуклонов в ядрах этого изотопа урана, что приводит к стабильности таких ядер 38. Трудности с расщеплением природного урана касаются и его использования в энергетических реакторах. В следующей главе будет рассказано, как преодолевается это и другие препятствия на пути к промышленному исполь-

48 Выбор материала для оболочек тепловыделяющих элементов представлял собой сложную проблему. В Великобритании в первых энергетических реакторах использовался для этих целей сплав магнокс (99% магния и 1% алюминия). Однако выбор магнокса был, по существу, компромиссом из-за его сравнительно низкой точки плавления, что ограничивало КПД тепловой электроэнергии.

Для управления цепной реакцией в тепловых энергетических реакторах применяется в основном тот же метод выдвижных стержней, который использовался в реакторе Ферми. Конечно, реактор тепловой электростанции требует гораздо большего количества регулирующих стержней, и поэтому их движение направляется и регулируется в современных реакторах с помощью ЭВМ. В дополнение к обычным регулирующим стержням предусмотрено вдвигать аварийные стержни, которые можно очень быстро вставлять в реактор для его «укрощения» в аварийных ситуациях. Для запуска реактора необходимо в принципе лишь выдвинуть регулирующие стержни на требуемое расстояние. Однако с целью "более устойчивого управления концентрацией нейтронов реактор обычно снабжается одним или более искусственными источниками нейтронов, еоответетвую-

В зависимости от энергии нейтронов, вызывающих расщепление ядер в энергетических реакторах, последние, как уже говорилось выше, подразделяют на тепловые, промежуточные и быстрые. Промежуточные реакторы не получили широкого распространения. Быстрые реакторы, работающие на плутонии и обогащенном уране, в настоящее время с большим успехом используются как реакторы-размножители. Необходимое обеспечение быстрых реакторов сильными источниками нейтронов, дорогостоящим топливом и другие обстоятельства ограничивают их применимость в атомных электростанциях. Таким образом, наибольшее распространение в атомных

Технология воды, однако, не ограничена описанием нежелательных свойств воды. Она также включает использование ее свойств, чтобы достигнуть улучшения в конструкциях реакторов и повышения их эффективности, например использование растворов химических поглотителей нейтронов и смесей легкой и тяжелой воды для регулирования реактивности в энергетических реакторах с водой под давлением; использование воды как газа или суперкритической жидкости в высокотемпературных реакторах. Основные принципы технологии водного теплоносителя применимы ко всем типам водяных реакторов: промышленным, для испытаний и исследований, военным (военно-морским) и электростанциям. Каждой из этих областей применения свой-

В этой части кратко суммируются и объясняются на основе принципов, описанных в предыдущих частях, наблюдения ра-диационнохимических эффектов в водных энергетических реакторах открытого и закрытого цикла. Для того чтобы показать применимость основных положений к реакторным условиям при низких температурах, обсчитаны доступные данные с некоторых мощных исследовательских реакторов. Имеется хорошее качественное согласие между теорией и накопленным опытом работы установок. Количественные сравнения страдают из-за отсутствия знания скоростей реакций при высокой температуре,

распределения энергии и физических процессов, имеющих место при кипении в реакторах. По этой причине желательно более детальное знание радиационнохимических процессов, происходящих в энергетических реакторах, и они должны быть объектом будущих исследований.

Активная зона энергетических реакторов окружена отражателем нейтронов 5, выполненным из тех 5 же материалов, что и замедлитель 4. 5 Отражатель предназначен для снижения утечки нейтронов из активной зоны и поглощения у-излучения. Активную зону, отражатель и другие элементы реактора часто устанавливают внутри герметичного корпуса 6 (корпусной тип реакто-

Реакторы АЭС. С помощью водо-водяных энергетических реакторов (ВВЭР) вырабатывается более 80% мощности мировой ядерной энергетики. К настоящему времени АЭС с реакторами типа ВВЭР широко стандартизованы по номенклатуре оборудования. Этот реактор является реактором корпусного типа с водой под давлением, которая выполняет функцию теплоносителя и замедлителя. Активная зона реактора набирается из шестигранных или квадратных тепл эвыделяющих сборок и размещается внутри корпуса, который представляет собой верти-

Советским ученым пришлось приложить немало сил на создание атомной и водородной бомбы. Но не они были целью. Организовав за короткий срок атомную промышленность, советские ученые продолжали работу по мирному использованию атомной энергии. Уже в 1948 г. началось проектирование энергетических реакторов. Из большого числа предложенных проектов руководитель атомной программы акад. И. Курчатов выбрал для начала один — тот самый, который стал основой для строительства первой АЭС.

«Общего рынка»), японский, американский и советский. Предполагается, что установки должны работать на смеси дейтерия с тритием, т. с. и них должна идти полномасштабная термоядерная реакция. Выход термоядерной энергии не будет превышать затрат обычной электрической энергии на поддержание работы реакторов, но и в то же время он будет достаточно велик. Эти реакторы еще не будут промышленными, но их и нельзя назвать чисто экспериментальными. Это прообразы энергетических реакторов.

Ядерный реактор / представляет графитовый куб или цилиндр больших размеров, пронизанный алюминиевыми, циркониевыми, магниевыми или из нержавеющей стали трубами, внутрь которых вводятся урановые стержни, а также стержни 9.2, замедлителем является графит, и быстрые нейтроны, освобожденные Е; результате деления ядер. При этом нейтроны должны обладать определенной (тепловой) скоростью, чтобы вызвать дальнейшее деление ядер. Слишком медленные и слишком быстрые нейтроны захватываются ядрами урана и не вызывают их деления. Скорости нейтронов, вылетевших из ядра урана при его делении, замедляются. Замедлителями нейтронов при ядерных реакциях могут быть: графит, тяжелая вода, обыкновенная вода и бериллий. В атомном реакторе, изображенном, на 9.2, замедлителем является графит, и быстрые нейтроны, вылетевшие из уранового стержня, проходя через слой графита, замедляются и вызывают деление ядра в соседнем урановом стержне. При делении ядра урана получаются новые нейтроны и происходит цепная реакция ядерного распада урана. Цепная реакция идет очень быстро, и при этом выделяется огромное количество энергии, что может вызвать взрыв большой мощности. Для предотвращения взрыва в атомный котел вводятся стержни (поглотители) из кадмия, баристой соли или карбида бора, серебра, индия и гафния, которые ограничивают количество нейтронов и не дают возможности быстро развиваться цепной реакции. Следовательно, при помощи стержней, поглощающих медленные нейтроны, можно управлять работой атомного реактора. Топливом тепловых энергетических реакторов является природный уран, который содержит 0,714 % урана U235 и уран U238, часть которого (примерно 1,4 %) при захвате «быстрых» нейтронов превращается в плутоний Ри239.

Пока развитие АЭС происходит на основе энергетических реакторов на тепловых нейтронах, в СССР — главным образом корпусных водо-водяных с водой под давлением, не допускающим ее кипения (ВВЭР), или с кипящей водой (ВВЭРК), канальных с графитовым или тяжеловодным замедлителем. Обычно корпусные реакторы выполняются по двухконтурной схеме, а канальные — по одноконтурной.

В ходе ее проектирования и строительства возникало множество трудностей. Известные в то время ядерные реакторы действовали при низких температурах теплоносителя (50—100QC) ибыли непригодны для энергетических целей. Для осуществления приемлемого термодинамического цикла необходимо было повысить нагрев тепловыделяющих элементов (твэлов) и теплоносителя до 250—300° С. Это вызвало в свою очередь коренные изменения в реакторной технологии, необходимость конструирования специальных энергетических реакторов, разработку технически целесообразных и экономически перспективных схем использования тепла, получаемого в активной зоне реакторных установок, выбор и испытание новых конструкционных материалов. Помимо этого многообразного комплекса впервые ставившихся и решавшихся проблем серьезное внимание ученых и проектировщиков привлекла проблема обеспечения радиационной безопасности

Опыт строительства и эксплуатации этой атомной электростанции огромен по своему значению для дальнейшего развития мировой атомной энергетики. С вводом ее в действие решалась сложная проблема разработки и осуществления надежной конструкции энергетических реакторов и создавалась.

и осуществлена конструктивная разработка высокотемпературных энергетических реакторов с газовым охлаждением (один из таких реакторов строится на первой атомной электростанции Чехословакии, сооружаемой при ши"-роком участии советских специалистов). Большой интерес представляют конструкции реакторов с органическим теплоносителем.

Началась подготовка к строительству крупнейшей в Советском Союзе АЭС, электрическая мощность которой в одном блоке (с реактором вод-нографитового типа) составит 1 млн. кет. Ведется подготовка к строительству новых мощных атомных электростанций, намечаемому преимущественно в районах, бедных энергоресурсами и удаленных от мест добычи органического топлива,— там, где такие станции обусловят возможность особенно экономически выгодного получения электроэнергии. Энергетическую базу первой очереди этих станций составят реакторы на тепловых нейтронах электрической мощностью 400 тыс. кет каждый и более. Такие реакторы обладают большой эксплуатационной надежностью и на некоторый период сохранят значение одного из основных типов реакторов для предприятий атомной энергетики СССР. Но наряду с ними все большее значение приобретают реакторы на быстрых нейтронах как особенно перспективный тип энергетических реакторов с высоким коэффициентом воспроизводства ядерного топлива (плутония). Работы по конструированию и промышленному освоению рациональных реакторных установок, по введению поточного производства тепловыделяющих элементов и по осуществлению других практических задач создадут возможность для широкого строительства атомных электростанций. Общая мощность советских АЭС будет исчисляться многими миллионами киловатт.

12. Доллежаль Н. А., Емельянов И. Я., Алещенков П. И. и др. Развитие энергетических реакторов типа реакторов Белоярской АЭС с ядерным перегревом пара.— «Атомная энергия», 1964, т. 17, вып. 5.