ГЛАВA 2
ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ЖИДКОСОЛЕВЫЕ РЕАКТОРЫ
§ 5. ARE — ПЕРВЫЙ ЖИДКОСОЛЕВОЙ РЕАКТОР С ЦИРКУЛИРУЮЩИМ ТОПЛИВОМ
Интерес к жидкосолевым ядерным реакторам с циркулирующим топливом возник в конце 40-х годов в связи с рассмотрением возможности создания мощных ядерных авиационных двигателей. В 1950 г. в Окриджской национальной лаборатории. США (ORNL) была принята программа исследовательских работ с целью создания высокотемпературного ядерного реактора с циркулирующим топливом для авиационного двигателя [27]. В рамках этой программы в 1954 г. был построен небольшой экспериментальный реактор ARE (Aircraft Reactor Experiment).
Основной задачей эксперимента была опытная проверка работоспособности и устойчивости высокотемпературного реактора с циркулирующим топливом, работающего иа сравнительно низкой мощности (порядка нескольких мегаватт), но изготовленного из тех же материалов, которые предполагалось использовать для полномасштабного реактора большой мощности. В качестве топлива была выбрана смесь расплавленных фторидов Na, Zr и U. Металлические части конструкции были изготовлены из инконеля — сплава на основе Ni, замедлителем и отражателем служила ВеО. Система охлаждения расплавленным Na обеспечивала отвод тепла от отражателя и корпуса реактора, который был спроектирован для работы в области температур 500—900° С с максимальной тепловой мощностью 3 МВт.
Принцип работы ARE следующий (рис. 5) [28]. Расплавленная топливная соль с помощью центробежного насоса прокачивается через 66 каналов в активной зоне реактора 8 и теплообменник 12, которые образуют замкнутый контур с циркулирующим топливом. В теплообменнике соль охлаждается потоком гелия, прокачиваемого компрессором 5 через трубопроводы второго контура 6. Гелий охлаждается в теплообменнике 3 водой. Тепло, генерируемое в отражателе 9, снимается натриевым теплоносителем, циркулирующим в замкнутом контуре 7. Натрий охлаждается гелием, контур циркуляции которого аналогичен контуру охлаждения топливной соли.
Рис. 5. Технологическая схема ARE:
1 — натриевый насос; 2 — теплообменник натрий—гелий; 3 — теплообменник гелий- вода; 4 — контур циркуляции воды; 5 — гелиевый компрессор; 6 — контур циркуляции гелия; 7 — контур с натриевым теплоносителем; 8 — активная зона; 9 — отражатель; 10 — контур с топливной солью; 11 — топливный насос; 12 — теплообменник соль— гелий
Активная зона и отражатель реактора собраны из гексагональных блоков окиси бериллия 10, которые установлены в цилиндрическом корпусе 1, изготовленном из листов инконеля толщиной 5,1 см (рис. 6). Инконелевые трубы 2, в которых циркулирует топливная соль на входе и выходе из реактора, объединены в тороидальные коллекторы 12 и 7. В активной зоне и отражателе сделано шесть вертикальных каналов, через которые циркулирует He. Два из них, расположенные в отражателе, служат для установки камер деления. Четыре остальных канала расположены в активной зоне и предназначены для трех компенсирующих и одного регулирующего стержней. Вокруг корпуса реактора установлено 48 электроподогревателей 9 общей мощностью 45 кВт. Эти подогреватели обеспечивают разогрев корпуса реактора до температуры, превышающей температуру плавления топливной соли и натрия.
Выход ARE на критический режим был осуществлен добавлением в циркулирующую соль-носитель NaF·ZrF4 отдельных порций U, обогащенного до 93,4% по 235U, в виде соединения 2NaF-UF4. При молярном составе (%) топливной соли 53,0 NaF—41,2 ZrF4—5,80 UF4 реактор стал критическим. Состав и свойства топливной соли, используемой при дальнейших экспериментах, приведены ниже:
Рис. 6. Конструкционная схема ARE:
1 — корпус реактора; 2 — трубы с циркулирующим топливом; 3 — каналы для охлаждения отражателя; 4 — активная зона; 5 — стержень аварийной защиты; 6 — стержень регулирования; 7 — входной топливный коллектор; 8 — верхний трубный лист; 9 — подогреватели; 10 — замедлитель и отражатель из окиси бериллия; 11 — нижний трубный лист; 12 — выходной топливный коллектор
Критическая загрузка 235U составляет в ARE 14,8 кг при концентрации его в топливной соли 0,382 г/см3. Ниже приведены нейтронно-физичесrие и теплотехнические параметры ARE (29].
Одна из существенных особенностей ARE — большой отрицательный температурный коэффициент реактивности, что в первую очередь связано с большим температурным коэффициентом объемного расширения топливной соли. Коэффициент реактивности был измерен при быстром изменении мощности реактора, когда успевает измениться температура только топливной соли. При, достаточно медленном изменении температуры активной зоны (когда все элементы реактора успевают достигнуть теплового равновесия) измерение полного температурного коэффициента дало значение—1,1-10 (∆k/k)/oC, что составляет только 62% топливного температурного коэффициента.
Высокое значение полного отрицательного температурного коэффициента реактивности ARE связано также с очень малым ксеноновым положительным температурным коэффициентом реактивности. Определение изменения реактивности при работе реактора в течение 25 ч на мощности 2,5 МВт показало, что отравление составляет менее 5% значения, рассчитанного в предположении, что весь образующийся 135Хе остается в топливной соли. По-видимому, ксенон другие газообразные продукты деления улетучиваются из топливной соли в рабочей полости топливного насоса и удаляются оттуда вместе с газом, заполняющим эту полость [30]
Циркуляция топлива в ARE приводит к потере части запаздывающих нейтронов во внешнем контуре циркуляции.
Рис. 7. Зависимость реактивности р от периода реактора Θ для различных скоростей циркуляции топлива G в ARE
Время прохождения топлива через активную зону (14 с) и полный период циркуляции топлива (около 50 с) находятся внутри интервала между временем жизни наиболее долгоживущих и наиболее короткоживущих источников запаздывающих нейтронов. В результате нейтроны с большим временем запаздывания в основном теряются, и кинетику реактора определяют главным образом нейтроны с малым временем запаздывания. Эффективная доля запаздывающих нейтронов в системе и cреднее время жизни нейтронов зависят от скорости циркуляции горючего. Из рис. 7 видно, что реактор с циркулирующим горючим является более «жесткой» системой, чем реактор с неподвижным топливом. Однако большой отрицательный температурный коэффициент реактивности обеспечивает устойчивость и саморегулирование ARE. Более того, циркуляция топлива приводит к дополнительному демпфированию возможных колебаний мощности в системе (31].
Различные способы, которыми в реакторе могут быть созданы нестационарные режимы, и скорость изменения реактивностей, возникающих при этих операциях, приведены в табл. 3. Из нее видно, что реактор очень мало чувствителен к изменению скорости циркуляции натриевого теплоносителя.
ARE обладает достаточно большой инерционностью по отношению к операциям, приводящим к изменению мощности. Однако чувствительность реактора к этим операциям при мощности менее 1 кВт значительно больше, чем чувствительность его при высокой мощности (более 1000 кВт). Чем ниже начальная мощность, тем быстрее осуществляется переходный процесс при любом типе операций, приводящих к разбалансу между мощностью тепловыделения в реакторе и скоростью отвода тепла из него.
За время эксперимента (девять дней) реактор выработал 96 МВт-ч тепла, топливная система проработала 462 ч, натриевая система — 635 ч. Реактор проработал 221 ч, из них 71 ч в мегаваттном диапазоне [30].
Успешное осуществление программы экспериментов на ARE показало, что жидкосолевой реактор с циркулирующим топливом обладает устойчивостью и саморегулированием.
Таблица 3
Скорость изменения реактивности при различных операциях в ARE
В рамках этой программы был разработан и осуществлен процесс экстракции U из расплавленной фтористой соли фторированием соли с образованием летучего UF6. Во время работы ARE никаких проблем, связанных с механическими или химическими повреждениями материалов, не возникало. Однако ARE работал очень короткий период времени, и поэтому проблемы коррозии и совместимости материалов на нем и не могли быть исследованы. Тем не менее опыт работы ARE показал, что ЖСР с циркулирующим топливом могут представлять интерес и для стационарной энергетической установки.
