2.4.3. Исследовательские ядерные реакторы
Исследовательские ядерные реакторы являются основными источниками интенсивных потоков нейтронов. Общее число исследовательских реакторов в мире более 400 и их количество продолжает увеличиваться. Исследовательские ядерные реакторы играют важную роль в развитии многих фундаментальных наук, еще большую роль они играют в развитии ядерной техники.
Исследовательские реакторы отличаются от промышленных ядерных реакторов, хотя многие из них предназначались для исследования новых конструкций ядерных реакторов и были прототипами существующих в настоящее время конструкций.
 основной корпус реактора; 13 – тепловые экраны; 14 – активная зона; 15 – напорный коллектор" align=bottom width=369 height=470 border=0>Рис. 2.62. Конструкция реактора интегрального типа («Супер-Феникс», Франция), 1200 МВт (эл.): 1 – опора активной зоны; 2 – внутренняя радиационная защита; 3 – разделительная обечайка между горячим и холодным объемами натрия; 4 – промежуточный теплообменник; 5 – большая поворотная пробка; 6 – малая поворотная пробка; 7 – исполнительные механизмы СУЗ; 8 – механизм перегрузки ТВС; 9 – ГЦН; 10 – плита верхнего перекрытия (опора реактора); 11 – страховочный корпус; 12 – основной корпус реактора; 13 – тепловые экраны; 14 – активная зона; 15 – напорный коллектор
Первый в мире ядерный реактор СР-1 (Chicago Pile-1) был построен в 1942 г., когда промышленного обогащения урана не существовало и в качестве ядерного топлива можно было использовать природную смесь изотопов урана238 и урана-235. Выбор замедлителя также ограничивался ядерно-чистым графитом, тяжелая вода D2O была веществом экзотическим и весьма дефицитным. Реактор СР-1 представлял собой штабель (отсюда термин «pile») из блоков металлического природного урана (5,6 т), диоксида UО2 (39,2 т), U3О8 (3,7 т) и графитовых призм. Реактор СР-1 имел семь каналов для вывода пучков нейтронов из активной зоны с целью облучения фольг различных материалов и проведения физических экспериментов. При мощности 200 Вт и плотности потока нейтронов 107нейтронов/(см2 ·с) этот реактор не имел системы принудительного охлаждения. Указанные параметры в настоящее время кажутся очень скромными, но в то время это был мощный, принципиально новый и очень перспективный источник нейтронов, открывший возможность проведения множества физических экспериментов.
Пуск реактора СР-1 показал возможность осуществления цепной самоподдерживающейся реакции деления в системе «природный уран + графит». Этот реактор стал физической моделью для будущих мощных ядерных реакторов, нарабатывающих оружейный плутоний-239 из урана-238, и его можно считать первым экспериментальным ядерным реактором и прототипом подобных реакторов. Комиссия по атомной энергии США классифицировала реактор СР-1 и последовавшие за ним реакторы как исследовательские. В СССР впервые аналогичная по конструкции реакторная система Ф-1 на природном уране и графите была запущена в 1946 г., содержала 45 т природного урана, мощность в импульсе достигала 4 тыс. кВт при плотности потока тепловых тейтронов 5·1011 нейтронов/(см2 ·с).
Для увеличения мощности реакторов необходимо было создать специальную систему охлаждения урановых блоков (тепловыделяющих элементов – твэлов).
Впервые принудительная система теплоотвода была реализована в 1943 г. в реакторе Х-10, активная зона которого содержала 47,63 т природного урана. Принудительная система воздушного охлаждения позволила довести мощность реактора до 3800 кВт, а среднюю плотность потока тепловых нейтронов до 5·1011 нейтронов/(см2·с).
Использование в качестве замедлителя нейтронов тяжелой воды D 2 О, обладающей минимальным сечением поглощения тепловых нейтронов, позволило получить в реакторе СР-3 мощностью 300 кВт ту же самую плотность потока тепловых нейтронов – (5·1011 нейтронов/(см2·с) – при загрузке в активную зону всего 3 т природного урана. Это был первый реактор с тяжеловодным замедлителем (1944 г.).
В 1944 г. начался новый этап в реакторостроении в связи с освоением технологии разделения изотопов урана. Обогащенный уран дал возможность использовать в качестве замедлителя нейтронов обычную воду Н2О, это позволило резко сократить размеры активной зоны реактора и сделать реактор компактнее (длина диффузии теплового нейтрона в обычной воде L =2,69 см в
55 раз меньше, чем в тяжелой воде D2О, и в
21 раз меньше, чем в графите). Критическая загрузка высокообогащенного урана может быть менее 1 кг в зависимости от конструкции активной зоны, материалов замедлителя и отражателя. Высокообогащенный уран дал возможность строить реакторы на быстрых нейтронах. Первый реактор НУРО с обогащенным ядерным топливом (14% урана-235) был построен в США в 1944 г.
В 1950-х годах в различных странах начинают разрабатывать проекты атомных станций (АЭС), в связи с чем возникает необходимость детального изучения радиационной стойкости различных материалов и прежде всего топливных композиций. В 1952 г. почти одновременно начали работать американский реактор МТR (Material Testing Reactor) мощностью 30 тыс.кВт при плотности потока нейтронов 5·10 1 4 нейтронов/(см2 ·с) для испытания материалов и советский реактор РФТ мощностью 10 тыс. кВт при плотности потока нейтронов 8·10 1 3 нейтронов/(см2 ·с) для физических и технических исследований. Реактор РФТ стал первым петлевым реактором канальной конструкции, он был оборудован автономными циркуляционными контурами («петлями»), позволившими отработать конструкции твэлов для первой АЭС.
Опыт создания и использования исследовательских реакторов обнаружил неудобства совмещения физических и технических экспериментов. Радиоактивные загрязнения, связанные с нарушением герметичности испытываемых твэлов, создают повышенный фон излучений и затрудняют проведение физических экспериментов; длительная работа реактора на малой мощности для физических экспериментов задерживает проведение технических исследований. Поэтому после РФТ последующие исследовательские реакторы в СССР строились для проведения определенного круга экспериментов. Для исследования твэлов были созданы реакторы МР (1963 г.) и МИР (1966 г.), для физических исследований – ВВР-М (1959 г.), для химических исследований – ВВР-Ц, для получения трансурановых элементов – СМ2 (1961 г.).
Классификация исследовательских реакторов не учитывает важные, но общие для всех реакторов признаки – замедлитель, теплоноситель, отражатель, структуру активной зоны, энергетический спектр нейтронов и др. Эти признаки, несомненно, важны, но такие характеристики, как назначение, уровень плотности потока нейтронов и режим работы, в конечном итоге их определяют.
По назначению исследовательские реакторы делятся на следующие категории.
Реакторы для физических исследований. Как правило, мишени и аппаратура располагаются за биологической защитой на пути пучков нейтронов и γ -излучения. Эти пучки формируются каналами, пронизывающими толщу защиты и отражателя в различных направлениях (преимущественно в горизонтальной плоскости) и оборудованными шиберами для выключения потока излучения при работе реактора (рис. 2.63). Каналы позволяют поместить мишень (образец) внутрь реактора в область с максимальной плотностью потока нейтронов и вывести вторичное излучение. Из-за большого объема экспериментов на выведенных пучках многие реакторы для физических исследований называют пучковыми.
Реакторы для производства нуклидов характеризуются высокой плотностью потока нейтронов, определяющей скорость их образования и накопления. Реакторы для производства нуклидов называют изотопными.
Материаловедческие реакторы используются для изучения поведения в интенсивных полях нейтронного и γ -излучений прежде всего реакторных материалов (конструкционных, теплоносителей, замедлителей), для проверки стойкости радиотехнических элементов и блоков, проведения фундаментальных и прикладных исследований по радиационной химии, изучения воздействия излучений на синтетические материалы. Типичными экспериментальными устройствами в этих реакторах являются вертикальные каналы, позволяющие вводить образцы в подходящую область активной зоны или отражателя. Часто материаловедческие реакторы называют петлевыми. Петля – это встроенный в реактор автономный контур охлаждения экспериментального канала для поддержания нужного режима испытаний (например температуры). Число петель доходит иногда до десяти; в них могут одновременно отрабатываться твэлы совершенно различной конструкции для водяных, кипящих, газоохлаждаемых и других реакторных систем.
Исследовательские реакторы можно классифицировать по численному значению максимальной плотности потока нейтронов:
К реакторам первого класса относятся установки большой мощности с высокой плотностью потока нейтронов. Такие реакторы называются высокопоточными. Общее количество действующих реакторов этого класса в мире около десяти. Нижняя граница плотности потока тепловых нейтронов, разделяющая реакторы первого и второго класса, равна 1015 нейтронов/(см2 ·с).
Реакторы второго класса со средней плотностью потока нейтронов 1014–1015 нейтронов / (см2 ·с) еще несколько лет назад считались высокопоточными.
 вход теплоносителя; 3 – шахта с водой; 4 – биологическая защита; 5 – горизонтальный экспериментальный канал; 6 – активная зона; 7 – сменный корпус; 8 – тяжеловодный отражатель; 9 – выход теплоносителя; 10 – шибер; 11 – наклонный экспериментальный канал" align=bottom width=216 height=308 border=0>Рис. 2.63. Схема вертикального разреза реактора ПИК: 1 – вертикальный канал; 2 – вход теплоносителя; 3 – шахта с водой; 4 – биологическая защита; 5 – горизонтальный экспериментальный канал; 6 – активная зона; 7 – сменный корпус; 8 – тяжеловодный отражатель; 9 – выход теплоносителя; 10 – шибер; 11 – наклонный экспериментальный канал
 Монтаж пучкового исследовательского реактора ПИК
Реакторы третьего класса с низкой плотностью потока нейтронов – менее 1014–109 нейтронов/(см2 ·с). Таких реакторов много и они разнообразны, они недорогие и используются для проведения множества экспериментов, не требующих высокой плотности потока нейтронов.
Исследовательские реакторы можно классифицировать по режиму работы, определяемому законом изменения мощности реактора во времени.
Реакторы со стационарной плотностью потока нейтронов предназначены дляпродолжительной работы на любом уровне мощности от номинального, на который они рассчитаны, до минимально контролируемого. В этом смысле они не отличаются от энергетических реакторов или переработчиков урана в плутоний.
Импульсные реакторы работают в режиме коротких мощных взрывоподобных вспышек, разделенных продолжительными интервалами времени. Предельным случаем импульсной работы является подземный ядерный взрыв, проводимый для физических экспериментов и получения трансурановых элементов.
Пульсирующие реакторы по нейтронным процессам подобны импульсным, частота следования импульсов
100 Гц. К пульсирующим реакторам часто относят бустеры – подкритические системы, усиливающие генерированный внешним источником импульс нейтронов.
Исследовательский реактор представляет собой ядерный реактор, используемый для проведения фундаментальных и прикладных исследований; является источником нейтронов и гамма-излучения для облучения материалов и ядерного топлива.
К исследовательским реакторам относится широкий спектр гражданских и коммерческих установок, которые, как правило, не используются для производства электроэнергии. Иногда в эту категорию также включают экспериментальные реакторы, которые могут оказаться мощнее, чем непосредственно исследовательские.
Первоочередная задача исследовательских реакторов — обеспечить источник нейтронов для исследования и других целей, а процесс их выработки в виде пучков может розниться в зависимости от целей. Спектр задач, которые ставятся перед этими установками, широкий, включая анализ и тестирование материалов, производство радиоизотопов.
Среди сфер применения — атомные отрасли, термоядерные исследования, изучение окружающей среды, развитие новых материалов, разработка лекарственных препаратов и ядерная медицина.
В 1950-1970 годах СССР и США осуществляли широкомасштабные программы строительства исследовательских реакторов в разных регионах мира. В результате появились многочисленные ядерные объекты в развивающихся странах — Ливии, Северной Корее, Ираке, Чили и других.
По данным Международного агентства по атомной энергии на сегодняшний день во всем мире работает около 240 исследовательских реакторов, еще около 360 уже было остановлено и выведено из эксплуатации.
Наибольшее количество действующих ядерных исследовательских реакторов в мире находится в России (62), за ней следуют США (54), Япония (18), Франция (15) Германия (14) и Китай (13).
В июне 2013 года Россия и США заключили договор о сотрудничестве по Рамочному соглашению о многосторонней ядерно-экологической программе в РФ (МНЭПР) от 2003 года.
|
Скачать 95.09 Kb.