Ядерными реакторами называют агрегаты, служащие для осуществления регулируемой цепной реакции расщепления ядер атомов тяжелых элементов с выделением тепловой энергии. В реакторах технологического назначения, служащих для получения плутония из природного урана или урана233 из тория, тепловой процесс может вестись на низком температурном уровне, что упрощает конструкцию реактора и удешевляет его. В этом случае тепло не используется для энергетических целей и отводится с охлаждающей средой в водоем или в атмосферу. В реакторах энергетического назначения температурный уровень выбирается таким, чтобы коэффициент полезного действия энергетической установки был достаточно высоким. В настоящее время и технологические реакторы обычно строятся с расчетом на возможность использования выделяемого тепла для энергетических целей. Такие реакторы можно назвать двухцелевыми.
Можно классифицировать ядерные реакторы не только по назначению, но и по физическим и теплотехническим признакам.
Большая часть построенных и проектируемых реакторов использует медленные (тепловые) нейтроны. Имеются осуществленные и проектируемые реакторы, в которых процесс деления происходит на нейтронах промежуточной энергии. Имеются также опытные реакторы, работающие на быстрых нейтронах.
В зависимости от вида замедлителя реакторы можно разделить на графитовые, водяные и тяжеловодные.
Классифицируют реакторы и по виду охлаждающей среды: с водяным, газовым, жидкометаллическим охлаждением.
В зависимости от структурного распределения ядерного топлива и замедлителя реакторы разделяются на гетерогенные и гомогенные.
Наконец, можно разделить реакторы по признаку воспроизводства ядерного топлива: без воспроизводства (на чистом ядерной топливе), регенеративные (с воспроизводством ядерного топлива) и реакторы-размножители (с расширенным воспроизводством ядерного топлива).
Конструктивные схемы реакторов
Рассмотрим конструктивные схемы основных типов ядерных реакторов, изображенные на рис. 4.
Рис. 4, I, дает представление о принципах конструкции реактора, в котором замедлителем и отражателем нейтронов служит графит. Кладка из графитовых кирпичей помещена в стальном цилиндрическом корпусе I, заполненном нейтральным газом (углекислота, гелий) с целью предотвращения выгорания графита. Периферийная часть графитовой кладки (4) является отражателем нейтронов. Назначение его — уменьшение утечки нейтронов, что позволяет осуществлять цепную реакцию при меньшей критической массе реактора (меньшей массе урана). Средняя часть графитовой кладки служит замедлителем нейтронов (5). Этот графитовый цилиндр с размещенными в нем урановыми элементами называется активной зоной реактора (А.З.).
Рис. 4. Конструктивные схемы ядерных реакторов.
I — реактор на тепловых нейтронах, замедлитель и отражатель нейтронов — графит, охлаждающая среда—вода, газ или расплавлений металл; II — реактор на тепловых нейтронах, замедлитель—тяжелая вода, отражатель—графит, охлаждающая среда — газ; III — реактор на тепловых нейтронах, замедлитель, отражатель нейтронов и охлаждающая среда—вода (Н3О или D2O); IV — реактор кипящего типа (Н2О или D2O); V-реактор—размножитель на быстрых нейтронах с охлаждением расплавленным натрием; VI —гомогенный реактор (раствор солей урана в воде или тяжелой воде) с графитовым отражателем; 1 — корпус реактора; 2 — тепловыделяющие элементы (уран, торий); 3 — замедлитель нейтронов; 4 — отражатель нейтронов; 5 — биологическая защита; 6 — регулирующие стержни; 7 — стержни аварийной защиты; 8 — вход охлаждающей воды; 10 — ионизационная камера.
В графитовые каналы активной зоны вставляются трубы, служащие каналами для охлаждения тепловыделяющих (урановых, ториевых) элементов. В качестве охлаждающей среды могут быть использованы вода, газ или расплавленный металл. Для защиты урановых элементов от окисления (коррозии) и истирания (эрозии) охлаждающей средой эти элементы покрываются защитной оболочкой. Трубы и оболочки урановых элементов поглощают часть нейтронов, что ослабляет цепную реакцию. В случае работы на природном уране это особенно нежелательно, так как количество получающихся при делении нейтронов и без того невелико. Поэтому толщина труб и оболочек урана должна быть минимальной; трубы и оболочки должны выполняться из материала, слабо поглощающего нейтроны. Такими материалами являются сплавы алюминия, магния и циркония. При сравнительно невысокой температуре охлаждающей среды (до 300— 350°) трубы и оболочки выполняются из алюминиевых и магниевых сплавов. Цирконий допускает более высокую температуру теплоносителя. При температуре теплоносителя свыше 400—450 градусов каналы и оболочки тепловыделяющих элементов выполняются из температуростойких сталей. Однако при работе на природном уране применение стали в активной зоне невозможно, так как сталь слишком сильно поглощает нейтроны, что не позволяет получить саморазвивающуюся цепную реакцию. В этом случае требуется применение обогащенного урана. Цепная реакция деления урана возможна лишь в том случае, когда количество получающихся в единицу времени нейтронов несколько превышает количество нейтронов, захватываемых ураном замедлителем и конструкционными материалами. Минимальное количество урана в реакторе, при котором количество получающихся нейтронов превышает количество захватываемых нейтронов, называется критической массой. В урано-графитовом реакторе с водяным охлаждением критическая масса достигается при количестве природного урана около 20 тонн и количестве графита около 650 тонн. Если реактор имеет форму цилиндра, то его диаметр и высота должны быть в данном случае более 2 метров. Это критические размеры реактора.
Если масса урана меньше критической, то часть нейтронов деления будет уходить за пределы делящейся массы и остающееся количество нейтронов будет недостаточно для поддержания цепной реакции. Утечка нейтронов происходит и в том случае, если масса урана превышает критическую массу.
В этом случае утечка нейтронов может быть уменьшена при применении отражателя нейтронов. При столкновении нейтронов с ядрами атомов отражателя часть нейтронов возвращается в активную зону реактора, поддерживая цепную реакцию.
В реактор загружается количество урана, значительно превышающее критическую массу. Поэтому в начальный период работы реактора количество нейтронов деления значительно превосходит величину, необходимую для поддержания заданной реактивности. Необходимо искусственно уменьшить поток нейтронов. С этой целью в активную зону реактора вводятся компенсирующие (регулирующие) стержни (6) из материала, интенсивно поглощающего нейтроны. К таким материалам относятся карбид бора, бористая сталь, кадмий, гафний. Часто компенсирующие стержни выполняются из карбида бора, заключенного в стальную трубу.
По мере выгорания в реакторе урана235 количество нейтронов уменьшается и цепная реакция ослабляется. Для восстановления необходимой мощности компенсирующие стержни начинают подниматься из активной зоны. Это осуществляется с помощью дистанционного привода по показаниям приборов на пульте управления. Часть регулирующих стержней имеет автоматический привод и служит для точного регулирования мощности реактора. Система автоматического регулирования получает импульс от ионизационной камеры 10 или счетчика нейтронов. В ионизационной камере, заполненной газом, быстрые заряженные частицы вызывают падение напряжения между электродами, к которым приложена разность потенциалов. Падение напряжения в цепи электродов пропорционально изменению потока частиц, ионизирующих газ. Поверхности электродов, покрытые бором, поглощая нейтроны, вызывают поток альфа-частиц, также производящих ионизацию. В таких приборах изменение силы тока в цепи пропорционально изменению потока нейтронов.
Слабый ток, возникающий в цепи ионизационной камеры, усиливается электронными или другими усилителями. При увеличении потока нейтронов в реакторе сила тока в цепи ионизационной камеры увеличивается и сервомотор автоматического регулирования опускает регулирующий стержень в активную зону на соответствующую глубину. При ослаблении потока нейтронов в реакторе происходит уменьшение силы тока в цепи ионизационной камеры и регулирующий стержень автоматически поднимается на такую высоту, когда поток нейтронов возрастает до нужной величины. На случай непредвиденного усиления цепной реакции, угрожающего безопасности установки, предусмотрены аварийные стержни (7). Эти стержни выполняются из материала, сильно поглощающего нейтроны, например, из кадмия. Если поток нейтронов аварийно увеличивается, аварийные стержни в сотые доли секунды автоматически опускаются в активную зону и приостанавливают цепную реакцию.
При делении ядер атомов в реакторе возникает поток нейтронов, бета-частиц и гамма-излучений. Все эти виды излучений оказывают вредное воздействие на живые организмы. Если вредное биологическое воздействие на организм рентгеновых лучей и гамма-излучений принять за единицу, то биологическая эффективность медленных нейтронов будет 5 единиц, быстрых нейтронов— 10 единиц и альфа-частиц — 20 единиц. Воздействие излучений от атомного реактора опасно для человека. Поэтому реактор снабжается биологической защитой. Обычно биологическая защита выполняется в виде бетонной оболочки толщиной около 3 метров. В качестве защиты может быть использован слой воды соответствующей толщины. Применяется и комбинированная защита из воды и бетона или из бетона и металла (чугун, сталь, свинец). Необходимая толщина биологической защиты обратно пропорциональна удельному весу материала защиты.
Графит является хорошим замедлителем, но он поглощает часть потока нейтронов. Лучшим замедлителем, не поглощающим нейтроны, будет тяжелая вода. Возможность широкого использования тяжелой воды ограничивается ее высокой стоимостью. Конструктивная схема теплового реактора с тяжелой водой в качестве замедлителя показана на рис. 4, II. Алюминиевый или стальной бак (1) до некоторого уровня заполнен тяжелой водой, в которую погружены тепловыделяющие элементы (2). В данном случае тепловыделяющие элементы охлаждаются газом. Каждый тепловыделяющий элемент имеет канал для подвода газа и канал, где газ омывает уран, отводя тепло, выделяемое при реакции деления. Тяжелая вода в пространстве между тепловыделяющими элементами нагревается за счет кинетической энергии замедляемых нейтронов. Это тепло (до 5 процентов тепловой мощности реактора) отводится в специальный теплообменник, охлаждаемый водой. Тяжелая вода циркуляционным насосом забирается из реактора, подается в теплообменник и после охлаждения в нем возвращается в реактор.
Тяжелая вода может служить и отражателем нейтронов, но это потребует увеличения объема тяжелой воды в реакторе, что нежелательно вследствие ее высокой стоимости. Вокруг бака с тяжелой водой может быть выполнена кладка из графитовых кирпичей, служащая отражателем нейтронов. Графитовый отражатель нагревается за счет кинетической энергии нейтронов. Отвод тепла от отражателя осуществляется обычно потоком воздуха или воды.
По сравнению с графитовым реактором тяжеловодный реактор имеет сравнительно небольшую критическую массу — около 3 тонн природного урана и около 5 тонн тяжелой воды. Под действием осколков деления ядер урана тяжелая вода частично диссоциирует — разлагается на водород и кислород. Водород и кислородов газообразном состоянии образуют взрывчатую смесь. Для предотвращения взрыва в тяжеловодных реакторах предусматривается система рекомбинации. Газовая смесь отводится по трубе с охлаждающей рубашкой, частично конденсирующей пар, фильтруется через специальный фильтр (сосуд из нержавеющей стали, заполненный шерстью) и подается в каталитический аппарат, где смесь газообразного кислорода и водорода превращается в водяной пар. Пар конденсируется, и вода возвращается в реактор.
Рис. 4, III, дает представление о конструкции реактора, в котором замедлителем и отражателем служит вода или тяжелая вода под давлением.
Давление воды выбирается таким образом, чтобы не допустить ее закипания. Так, при давлении 100 ата температура кипения равна 309 градусам. Температура воды в реакторе с давлением в 100 ата допускается не выше 270—280 градусов. Высокое давление воды обусловливает большую толщину стального корпуса реактора. В активной зоне вертикально расположены тепловыделяющие элементы, охлаждаемые водой, движущейся снизу вверх. Вокруг активной зоны находится слой воды, служащий отражателем нейтронов. Оболочки тепловыделяющих элементов в реакторах этого типа большей мощности выполняются из сплавов циркония. Если замедлителем и охлаждающей средой служит обычная вода, то тепловыделяющие элементы полностью или частично выполняются из обогащенного урана. При применении в качестве замедлителя тяжелой воды возможно использование тепловыделяющих элементов из природного урана.
В реакторах с водяным охлаждением (рис. 4,1, 4, III) вода приобретает значительную радиоактивность. Поэтому трубопроводы контура охлаждения реактора, циркуляционные насосы и теплообменник, где отдается воспринятое в реакторе тепло, требуют биологической защиты. Вода, воспринимающая тепло в теплообменнике, и получаемый из нее пар не имеют активности, опасной для обслуживающего персонала. Такая система охлаждения реактора называется двухконтурной. При газовом охлаждении (рис. 4, II) охлаждающий газ также имеет активность и отдает тепло воде вторичного контура.
Возможно водяное охлаждение реакторов по одноконтурной схеме. В этом случае (рис. 4, IV) реактор является одновременно и парогенератором. Такой реактор называется реактором кипящего типа. Охлаждающая вода, проходя через тепловыделяющие элементы, доводится до кипения. Образующийся пар освобождается от капель воды в специальном паросепарационном устройстве (СП), и подсушенный насыщенный пар поступает в турбину. Этот пар может иметь активность, недопустимую по условиям безопасности для эксплуатационного персонала. Паропровод и турбина должны иметь биологическую защиту, т. е. турбина в этом случае должна быть недоступной для персонала и может работать только с помощью системы автоматического регулирования и дистанционного управления. Предполагается, что в будущем, путем глубокого химического обессоливания конденсата и промывки выходящего из реактора пара в специальном скрубере, удастся снизить активность пара до безопасных пределов, что позволит установить турбину без биологической защиты.
В реакторах кипящего типа труднее обеспечить надежность отвода тепла. Наличие пара в активной зоне требует более высокой степени обогащения урана. В настоящее время имеются только опытные реакторы кипящего типа. Проектируются реакторы этого типа для энергетических установок большой мощности. На рис. 4, V, показана конструктивная схема реактора с расширенным воспроизводством ядерного горючего. На каждый килограмм «сожженного» первичного ядерного топлива (уран235, уран233, плутоний239) в таком реакторе может быть получено 1,5—1,8 килограмма вторичного ядерного топлива (урана233 — из тория или плутония239 — из уранд238). Такие реакторы называются реакторами-размножителями (бридер-реакторами).
Реакторы-размножители работают на быстрых нейтронах, т. е. без замедлителя. В активной зоне размещены тепловыделяющие элементы из чистого делящегося вещества (уран235, плутоний239, уран233 в сплаве с металлом- разбавителем) или сильно обогащенный уран, содержащий до 50 процентов урана235. В качестве разбавителя может быть использован цирконий. Вокруг активной зоны (А. З.) расположена охватывающая зона воспроизводства (З. В.) Сверху и снизу активной зоны находятся верхняя и нижняя торцовые зоны воспроизводства.
Зона воспроизводства содержит тепловыделяющие элементы из природного урана или из тория. В активной зоне обогащенный уран или плутоний подвергается делению быстрыми нейтронами. Значительный избыток нейтронов деления проникает в зону воспроизводства, так как поглощение быстрых нейтронов в активной зоне невелико при тесном расположении тепловыделяющих элементов и отсутствии замедлителя. В зоне воспроизводства нейтроны захватываются ураном 238 или торием232, в результате чего получается соответственно плутоний239 или уран233. Часть полученного вторичного ядерного топлива принимает участие в цепной реакции, компенсируя расход первичного топлива в активной зоне, а избыток вторичного топлива может периодически удаляться из реактора и использоваться на другие цели. Зона воспроизводства имеет достаточную толщину, предотвращающую утечку нейтронов из реактора. Поэтому в реакторах-размножителях специального отражателя нейтронов не требуется. В реакторах-размножителях в качестве теплоносителя предполагается использовать расплавленные металлы, как натрий или сплав натрия и калия. Эти металлы слабо поглощают нейтроны, имеют высокую температуру кипения и могут применяться при атмосферном давлении в корпусе реактора или несколько большем. Температура кипения натрия при атмосферном давлении равна 870 градусам. Быстрые нейтроны деления, проходя через натрий, замедляются. Как уже указывалось, небольшие скорости соответствуют области наиболее интенсивного резонансного поглощения ядрами урана238 или тория232, что и требуется для зоны воспроизводства.
В реакторах-размножителях регулирующие стержни выполняются из урана238 или из тория232.
Опубликованы проекты реакторов-размножителей на медленных нейтронах, в которых ядерное топливо используется в виде жидкого сплава с висмутом. По одному из проектов активная зона выполнена из графитового цилиндра с вертикальными каналами, через которые протекает жидкий сплав урана233 с висмутом.
Активная зона отделена от зоны воспроизводства графитовым цилиндром. Зона воспроизводства в поперечном сечении представляет графитовое кольцо, охватывающее активную зону. В этом полом графитовом цилиндре, как и в активной зоне, имеются вертикальные каналы для циркуляции сплава ядерного топлива и металла-разбавителя. Здесь применен сплав висмутита тория в висмуте.
Применение ядерного топлива в жидком виде облегчает операции по транспортировке отработанного топлива для химического отделения полученного вторичного топлива — урана233. Рассмотренные типы реакторов относятся к классу гетерогенных. Во всех этих реакторах делящийся металл и замедлитель образуют структурную решетку. От диаметра тепловыделяющих элементов и их шага зависят физические характеристики реактора.
На рис. 4, VI, дана конструктивная схема гомогенного реактора. В реакторах этого типа делящееся вещество (уран, торий) равномерно распределено в замедлителе в виде раствора или сплава.
Активная зона реактора имеет форму стальной сферы, заполненной раствором солей урана в замедлителе. При использовании тяжелой воды может быть применен природный уран, при обычной воде требуется обогащенный уран.
Вокруг активной зоны расположен отражатель нейтронов из графита.
Отвод тепла из активной зоны реактора осуществляется с помощью трубной системы, по которой циркулирует охлаждающая среда (вода, газ).
Регулирование мощности может производиться изменением количества раствора в активной зоне. Радиолитическое разложение тяжелой воды или воды на кислород и водород требует системы рекомбинации, о которой говорилось выше.
Если активную зону такого реактора заключить в сферу большего диаметра, а пространство между сферами заполнить, например, взвесью окиси тория в воде или тяжелой воде, то получится гомогенный реактор-размножитель на тепловых нейтронах.
Гомогенные реакторы отличаются компактностью.
