ВУЗ: Не указан
Категория: Не указан
Дисциплина: Не указана
Добавлен: 11.04.2024
Просмотров: 150
Скачиваний: 0
сивно поглощающих нейтроны. При необходимости эти стержни быстро погружаются в активную зону, чем и достигается прекращение цепной реакции.
§ 1. ТИПЫ РЕАКТОРОВ
Конструкция реактора и структура его активной зоны опре деляются многими факторами: энергетическим спектром ней тронов, вызывающих деление ядер горючего материала, типом замедлителя, характером теплоносителя, служебным назначе нием реактора, видом ядерного горючего, способом размещения его в активной зоне и т. п.
|
|
|
|
Т а б л и ц а |
57 |
|
Сечения деления на медленных, промежуточных и быстрых нейтронах, |
|
|
||||
барн |
[3] |
|
|
|
|
|
|
Нейтроны |
Энергия, эв |
|
2S8TJ |
2 J 9 p U |
|
|
|
|
|
|
||
Тепловые |
< 1 |
582 ± 4 |
525 ± 4 |
742 + 4 |
||
Промежуточные |
1-4-1000 |
~4, 8 |
— |
~ 2 , 9 |
||
Быстрые |
>1000 |
~1, 3 |
~ 2 |
~ 2 |
||
Реакторы на тепловых, промежуточных |
и быстрых |
нейтро |
||||
нах. |
В зависимости |
от энергии |
нейтронов, |
используемых |
для |
|
деления горючего, различают реакторы на |
медленных |
(тепло |
||||
вых), |
промежуточных |
и быстрых |
нейтронах. |
В табл. 57 |
приве |
дены |
показатели энергии нейтронов и соответствующие вели |
чины |
сечений деления для 2 3 5 U , 2 3 8 U и 2 3 9 Р и . Величина сечения |
деления характеризует вероятность того, что при столкновении
нейтрона с ядром горючего произойдет |
процесс деления. З а |
единицу сечения принимают 1 барн= 10~24 |
см2/атом. |
Реакторы, в которых процесс деления осуществляется в основном медленными нейтронами (тепловые реакторы), имеют две отличительные черты.
1. Вследствие относительно высокого значения величины сечения деления ядер горючего для медленных нейтронов цеп ная реакция в тепловых реакторах достигается при сравнитель но небольшом содержании горючего в активной зоне.
2. |
В |
связи с тем |
|
что в |
ходе |
деления |
горючего |
образуются |
||
быстрые |
нейтроны, средняя |
энергия |
которых |
составляет при |
||||||
мерно |
2 |
Мэв, в состав активной зоны |
тепловых |
реакторов |
||||||
входит |
определенное |
количество |
замедлителя — материала, |
|||||||
при |
столкновении |
с |
ядрами |
которого |
быстрые |
нейтроны, |
||||
прежде |
чем вызвать |
деление, теряют часть |
своей |
энергии в |
||||||
результате рассеяния |
(в основном |
упругого). |
|
|
Реакторы, работающие на быстрых нейтронах, не имеют замедлителя и благодаря низкому значению сечения деления
ядер горючего требуют |
для достижения критической загрузки |
в десятки раз большего |
содержания горючего в активной зоне |
по сравнению с тепловыми реакторами. В связи с отсутствием замедлителя объем активной зоны у них обычно значительно меньше, чем у реакторов на тепловых нейтронах. Этим и объясняется высокая плотность энерговыделения с единицы объема. Диаметр активной зоны атомного реактора на быстрых нейтронах может быть равен нескольким десяткам санти метров [4] .
Представление о количестве загружаемого горючего в реак тор на быстрых нейтронах можно получить из данных, приве денных в табл. 58.
|
|
|
|
|
Т а б л и ц а 58 |
|
Критическая |
масса реакторов на быстрых нейтронах [5] |
|
|
|||
Объем сфери |
Критическая |
Коэффициент |
Объем |
сфери |
Критическая |
Коэффициент |
ческой актив |
масса, кг |
воспроизвод |
ческой |
актив |
масса, кг |
воспроизвод |
ной зоны, л |
|
ства |
ной зоны, л |
|
ства |
|
1000 |
417 |
1,31 |
5000 |
1510 |
1,34 |
|
5000 |
1473 |
1,29 |
1000 |
500 |
1,61 |
Реакторы на промежуточных нейтронах требуют введения в активную зону меньшего количества замедлителя, чем тепло вые реакторы, и меньшего содержания горючего в единице объема, чем реакторы на быстрых нейтронах. Поэтому их раз меры еще меньше.
В этих реакторах деление горючего материала вызывается главным образом нейтронами, замедленными до энергий, лежа щих в широкой области между энергиями тепловых и быстрых нейтронов. Такие реакторы находят применение и для размно жения 2 3 9 Р и [6] .
Замедлители. Материалами-замедлителями в реакторах на тепловых и промежуточных нейтронах обычно служат вещества, обладающие большой рассеивающей способностью и низким се
чением |
захвата нейтронов. К ним относятся |
природная |
и тяже |
|
лая вода, некоторые органические |
жидкости, |
графит, |
бериллий |
|
и окись |
бериллия. Эти материалы, |
отличаются друг |
от друга |
не только замедляющими свойствами, но и агрегатными состоя ниями, что в конечном счете приводит к существенным различи ям в конструкциях активной зоны.
Всвязи с этим реакторы на тепловых нейтронах часто раз личают по типу замедлителя: водяные, тяжеловодные, графи товые и т. п.
Всоответствии с используемым для охлаждения активной зоны типом теплоносителя различают водяные (с кипением и
11* |
163. ' |
без кипения), тяжеловодные, газовые и реакторы с жидкометаллическими и органическими теплоносителями.
Применение некоторых жидкометаллических теплоносителей (натрия или сплава натрия с калием), обладающих хорошими теплофизическими свойствами, позволяет значительно умень шить их объем по сравнению с объемом теплоносителей других типов. Кроме того, вследствие сравнительно высокой темпера туры кипения жидких металлов при их использовании можно достигать высоких температурных уровней, не прибегая к боль шим давлениям, как это имеет место, например, при водяном охлаждении [7, 8].
Использование в качестве теплоносителей природной и тя желой воды или некоторых органических жидкостей, обладаю щих одновременно хорошими замедляющими свойствами, позволяет в отдельных случаях не вводить в активную зону тепловых реакторов дополнительное количество замедлителя. Теплоноситель в таких реакторах одновременно служит и замедлителем [9, 10].
Назначение реакторов. |
В зависимости |
от характера |
слу |
|
жебного |
назначения различают следующие |
виды реакторов: |
||
для производства тепла и электроэнергии; |
|
|
||
для транспортных силовых установок; |
|
|
||
для производства радиоактивных изотопов различных эле |
||||
ментов; |
|
|
|
|
для выработки 2 3 9 Р и и 2 3 3 U ; |
|
|
||
для |
исследовательских |
целей — изучения |
физических |
осо |
бенностей реакторов, эксплуатационных свойств тепловыделяю щих элементов (твэлов) и материалов, применяемых при полу чении мощных нейтронных и у-пучков и т. д.
В зависимости от назначения реактора структура его актив ной зоны существенно изменяется. Так, реакторы, предназна
ченные для выработки 2 3 9 Р и |
или 2 3 3 U , |
помимо горючего содер |
||
жат в активной зоне соответствующие |
материалы |
воспроизвод |
||
ства |
( 2 3 8 U — для получения |
2 з э р и и |
232-ph — для |
получения |
2 3 3 U ) |
[ И ] . |
|
|
|
В транспортных реакторах большое значение имеют мини мальные объем и масса, тогда как для стационарных реакто ров эти требования не являются решающими.
Корпус транспортного реактора американской подводной лодки «Наутилус», внутри которого вертикально размещена активная зона, имеет диаметр 4,5 м и высоту около 6 м; он изготовлен из теплостойкой углеродистой стали, изнутри плаки рованной нержавеющей сталью. Активная зона этого реактора имеет диаметр 2,7 м и высоту 3 м и представляет собой цилинд рическую пространственную решетку, в которой предусмотрены вертикальные каналы с вставленными в них алюминиевыми тильзами для сборки тепловыделяющих элементов, а также
гнезда для регулирующих стержней и стержней аварийной защиты.
Общая масса загрузки реактора ядерным горючим состав ляет 100 кг, что обеспечивает его непрерывную работу без пере зарядки в течение двух лет [12].
Для |
небольших подводных лодок |
в США спроектирована |
|||
ядерная |
энергетическая |
установка (ЯЭУ), |
размеры |
которой |
|
будут намного меньше |
установленной |
на |
подводной |
лодке |
«Наутилус». Возможно, что масса такой установки не будет пре
вышать 17 т, а размещаться она будет |
в контейнере |
длиной |
|
4,9 м и диаметром 2,1 м [6]. |
|
|
|
В отличие от транспортных реакторов реакторы, используе |
|||
мые в стационарных условиях, характеризуются |
значительно |
||
большими параметрами. Например, масса урановой |
загрузки |
||
реактора, установленного на Первой |
советской |
атомной элек |
тростанции, достигает 550 кг [13]. Активная же зона транспор
табельных атомных электрических станций по |
своей |
массе |
бу |
|||
дет значительно |
меньше — примерно |
62 кг |
( 2 3 5 U — 30 |
кг |
и |
|
1 0 В — 32 кг), а ее |
размеры могут |
соответствовать |
по |
диа |
метру 58 см и высоте 76 см.
Гомогенные и гетерогенные реакторы. Наиболее.существенно конструкции реакторов различаются по способу распределения ядерного горючего в активной зоне. В соответствии с этим признаком обычно рассматривают два класса реакторов: гомо генные и гетерогенные.
В гомогенных реакторах ядерное горючее находится в ак тивной зоне в виде однородной смеси, раствора, суспензии или химического соединения с замедлителем или теплоносителем. Обычно это реакторы с жидким ядерным горючим.
Гомогенные реакторы работают как на тепловых, так и на быстрых нейтронах. В реакторах на тепловых нейтронах чаще всего применяют водные растворы, выполняющие одновременно роль ядерного горючего, замедлителя и теплоносителя. В гомо генных реакторах на быстрых нейтронах преимущественно используют растворы ядерного горючего в жидких металлах (жидкометаллическое топливо). В них всегда существует опас ность утечки горючего из активного объема [2].
Наибольшее распространение |
нашли |
гетерогенные реакторы, |
||||
в активной зоне которых |
ядерное горючее распределено ло |
|||||
кально, т. е. не находится в смеси с замедлителем |
или тепло |
|||||
носителем, |
и |
образует в |
поперечном |
сечении |
правильную |
|
решетку. |
В |
таких реакторах |
преимущественно |
используют |
твердое |
ядерное горючее, |
хотя |
не исключена |
возможность при |
||
менения |
его в жидком |
или газообразном |
виде. |
Основными |
||
узлами |
активной |
зоны |
гетерогенных реакторов |
с твердым |
||
ядерным |
горючим |
являются |
тепловыделяющие |
элементы |
||
(твэлы). |
|
|
|
|
|
|
§ 2. ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЕ ЭЛЕМЕНТЫ
Тепловыделяющие элементы представляют собой устрой ства, содержащие твердое ядерное горючее и обеспечивающие при помещении их в активную зону реактора цепную реакцию деления, производство тепловой энергии, а при наличии в их составе материалов воспроизводства — накопление 2 3 9 Р и или
233JJ
В наиболее общем случае твэл включает в себя активный объем (сердечник), оболочку, концевые и дистанционные дета ли.. Активный объем твэла составляет его основу, так ка;к в нем помещаются ядерное горючее и материалы воспроизвод ства. В зависимости от относительного количества ядерного горючего и материалов воспроизводства, содержащихся в ак тивном объеме, различают следующие группы твэлов.
1. Твэлы, в активном объеме которых содержится ядерное горючее и отсутствуют материалы воспроизводства.
2.Твэлы, в активном объеме которых нет ядерного горю чего или содержатся такие его количества, которые недостаточ ны для поддержания цепной реакции деления. Основной состав ляющей активного объема таких элементов является материал воспроизводства.
3.Твэлы, в активном объеме которых содержится как ядер
ное горючее (в количестве, необходимом |
для |
поддержания |
цепной реакции деления), так и материал |
для |
его воспроиз |
водства. |
|
|
Такие элементы имеют двухцелевое назначение и при помешении их в активную зону обеспечивают поддержание цепной реакции деления и генерацию тепловой энергии, а также накоп ление вторичного ядерного горючего. Активный объем изоли руется от теплоносителя специальными оболочками.
В зависимости от конструкции реактора тепловыделяющие элементы могут располагаться в активной зоне в вертикальном или горизонтальном положении. Иногда твэлы загружаются в активную зону предварительно собранными в группы (десятки и сотни штук). Такие группы твэлов называют тепловыделяю щими сборками, которые часто помещаются в особую трубу и образуют с последней так называемый технологический канал активной зоны реактора.
В советском реакторе БН-350, в его активной зоне, насчиты вается 210 тепловыделяющих сборок, имеющих вид шестигран ных труб, заполненных твэлами. Твэлы выполнены из труб нержавеющей стали диаметром 5 мм с толщиной стенки 0,4 мм [13].
Ядерные процессы, протекающие в твэлах. При работе реактора в тепловыделяющих элементах происходит два основ ных ядерных процесса: деление содержащегося в твэлах ядер ного горючего и радиационный захват нейтронов в топливных