книги из ГПНТБ / Мелькумов Т.М. Теория двигателей. I. Теория ракетных двигателей. II. Применение ядерной энергии в силовых установках [учебник]

Фиг. 13.1. Реактор атомной станции:

/ —кладка реактора; 2-нижняя плита; 3—верхняя плита; ■/-рабочий канал; 5—ка = ал аварийной зашиты; 6-канал авто­ матического регулирования; 7—канал ионизационной камеры; 6—боковая защита (вода); в и 10—холодильники; / / —рас-

пределнтельный коллектор; /2—сборный коллектор; 13—верхняя защита (чугун); J4—охлаждаемая стойка отражателя

ние реактора производится жидким натрием; приняты особые конструктивные меры для обеспечения более равномерного ох­ лаждения урановых блоков. В случае использования натрия не­ обходимо устранить контакт натрия с графитом, во избежание адсорбции натрия в графите, приводящей к дополнительной поте­

Фиг. 13.2. Реактор с натриевым охлаждением:

/ —привод регулирующего элемеьта; 2—уплотнение; 3—ролик; 4—вращающаяся защита; 5—кольцевая защита; 5—снлыЬоны; 7—уровень натрия; 5—диафрагма;

9—внутренний кожух; 10—главный вход натрия; / / —биологическая зашита; /2—корпус активной зоны; /.? -тепловая защита; /4—наружный корпус; IS—теп­

лоизоляция ; /б—несущая плита; /7—опорная решетчатая плита; /а—регулирую­ щий элемент; 19—Тепловыделяющий элемент (ТЬЭ); 20— элемент замедлителя; 21—защитная- труба; 22—вспомогательный вход натрия

325

Максимальная мощность, эквивалентная теплу, выделяемому центральным стержнем, составляет 340 квт/кг, считая по U-235.

Температура металлического урана максимально достигает около 650°С в реакторе SRE и 650—700° — в реакторе нашей пер­ вой атомной станции.

Гетерогенные реакторы, как указывалось, в настоящее время выполняются с металлическими оболочками для урановых эле­ ментов. Так как уран имеет три модификации (ромбическую, те­ трагональную и кубическую) с точками перехода при 660° и 800°С, по-видимому, максимальную допустимую температуру' урана без существенного влияния на конструкцию тонкостенных оболочек приходится ограничивать величиной не более 650— 700°С. В связи с этим гетерогенные реакторы с металлическими оболочками элементов пригодны для относительно низкотемпе­ ратурных энергетических установок. Для получения высокотем­ пературных гетерогенных реакторов требуются новые техноло­ гические приемы защиты урановых элементов, а также специ­ альные композиции.

§13.3. ГОМОГЕННЫЕ РЕАКТОРЫ

Вгомогенном реакторе ядра делящегося вещества равномер­ но размещены в объеме активной зоны. Если в реакторе имеется замедлитель, то ядерное топливо и замедлитель мйгут быть в ви­ де сплава, химического соединения, раствора или тонкой однород­ ной суспензии. При определенной комбинации ядерного топлива

изамедлителя и определенных температурах активная зона го­ могенного реактора может не изменять своего агрегатного со­ стояния; в этом случае тепло из реактора уносится с помощью того или иного охлаждающего агента (фиг. 13.3). В других слу­ чаях материал активной зоны доводится до плавления или кипе­ ния; тогда с помощью специальных насосов жидкий или паро­ образный материал активной зоны пропускается через теплооб­ менник, в котором он отдает тепло в нужном количестве рабочему телу энергетической установки (фиг. 13.4). Реактор по схеме фиг. 13.4 называется также «кипящий реактор», если в нем все рабочее тело или одна его составная часть доводится до кипения.

Гомогенный реактор, вообще говоря, имеет более простую конструкцию, чем гетерогенный, поэтому он может оказаться бо­ лее подходящим для ядгрных транспортных силовых установок.

Для получения высоких температур в активной зоне реакто­ ра по соображениям, указанным ранее, без специальных мер не

мер, вода, тяжелая вода).

Примером гомогенного реактора может служить «кипящий гомогенный ядерный котел», разработанный в СССР. Делящимся материалом активной зоны является чистый U-235, обогащенный уран или природный-уран. В качестве замедлителя используется

326

вода или тяжелая вода; в случае природного урана — только тяжелая вода. Гомогенная среда представляет или раствор соли урана в замедлителе или взвесь порошка окиси урана в замедли­ теле. На одну тонну замедлителя необходимо несколько кг изото­ па U-235 или несколько сотен кг обогащенного и природного урана. В этой схеме (фиг. 13.5) не применяются насосы для про-

Фиг. 13.3. Схема гомогенного реак­ тора с принудительным охлаждением:

/ —реактор; 2 -циркуляционный насос для теп" доносителя; 3—теплообменник; '/-циркуляци- онный насос второго контура

имеется и камера каталитического сжигания гремучего газа, обра-, зующегося из воды в реакторе. Газообразные осколки деления и

327

гремучий газ, таким образом, удаляются из воды, которая возвра­ щается в реактор чистой. Схема, приведенная на фиг. 13.5, слу­ жит только для получения тепла. Некоторое усложнение схемы позволяет выполнить реактор не только для непосредственных энергетических целей, но и для производства 11-233 из тория (ис­ пользованного как отражатель).

В иностранных гомогенных реакторах, известных из литера­ туры. также используются растворы солей урана в воде или тя­ желой воде или гомогенная смесь урана и графита.

Гомогенный высокотемпературный реактор, в котором актив­ ная зона представляет твердое однородное тело, с весьма высокой температурой плавления, с каналами для охлаждающей жидко­ сти, может быть использован для легких транспортных уста­ новок.

§ 13.4. РЕАКТОРЫ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ

Из-за необходимости иметь значительное количество замед­ лителя активная зона в реакторах на тепловых нейтронах, осо­ бенно гетерогенных, получается большой. Среднее количество те­ пла, выделяющегося на 1 литр объема активной зоны, составляет

(1,7 •' 6,0) • 104 ккал/час или 20 •: 70 кет. В реакторах на быст­ рых нейтронах замедлителя меньше или он вообще отсутствует. Это позволяет существенно повысить количество выделяющегося тепла с единицы объема, а именно: в 15—20 и более раз сравни­ тельно с реакторами на тепловых нейтронах. Главное здесь будет заключаться в возможности отвода тепла из реактора при сохра­ нении максимальной температуры среды реактора на допустимом уровнё. Для этого потребуется развивать поверхности теплообме­ на в зависимости от свойств и состояния охлаждающего агента. Именно задача теплоотвода будет определять размеры' активной зоны реактора на быстрых нейтронах. Реакторы на быстрых нейтронах имеют своим назначением исследовательские цели или служат в качестве источника быстрых нейтронов для работ по атомным бомбам и одновременно служат для целей получе­ ния Ри-239 и U-233.

Для примера приведем небольшой реактор на быстрых нейтронах без замедлителя Лос-Аламосской научной лаборато­ рии. В качестве ядерного топлива здесь применен плутоний. В ка­ честве охлаждающего агента используется ртуть (температура плавления — 39°С); она протекает через сосуд, в котором разме­ щены стержни из плутония (тепловыделяющие элементы), а так­ же через стальной каркас корпуса реактора. Прокачка ртути осу­ ществляется электромагнитным насосом. Ввиду активности рту­ ти после реактора вся система циркуляции и теплообмена экра­ нирована '.свинцом (3,8 см) и бетоном (30 см). Ртуть отдает тепло воде, протекающей через теплообменник.

328

Имеются реакторы на быстрых нейтронах с чистым изотопом U-235 с охлаждением натрием и сплавом натрий—калий. Коли­

слАсек

В СССР и США строятся и проектируются крупные атом­ ные электростанции на быстрых нейтронах с охлаждением натрием.

§ 13.5. ЗАМЕДЛЕНИЕ НЕЙТРОНОВ В СРЕДЕ,

'СПОСОБНОЙ К ЗАХВАТУ НЕЙТРОНА

Конструкционные материалы склонны к захвату нейтрона. Поперечное сечение поглощения для одного и того же материа­ ла зависит от уровня энергии нейтрона.

Одни материалы способны поглощать нейтрон тем больше, чем меньше энергия нейтрона. В этом случае, если при некоторой скорости щ нейтрона поперечное сечение поглощения равно оа1, то при другой скорости v поперечное сечение поглощения будет

(13-2)

V

Этот тип зависимости <за от скорости нейтрона, называется законом «1/о». Величина 1/о пропорциональна времени нахожде­ ния нейтрона около ядра, поэтому она является мерой вероятно­ сти взаимодействия.

Для нейтронов с энергией меньше 0,03 эв соотношение (13.2) выполняется почти для всех веществ.

Для нейтронов с энергией больше 0,03 эв соотношение (13.2) выполняется не для всех материалов. Оказывается, что имеются такие уровни (один или несколько) энергии нейтронов, когда рез­

нейтронов для трех материаловчКак видим, в случае бора погло­ щение нейтронов подчинено закону \/v во всем диапазоне измене­ ния уровня энергии. Для кадмия имеется одна резонансная об­

три резонансные области захвата, причем наибольшее сечение поглощения соответствует уровню энергии нейтрона около 1,6 эв.

Для U-238 резонансной областью является область уровней энергии нейтронов порядка нескольких единиц -и десятков эв. Сле­

*) Теоретическое объяснение этому явлению дается в ядерной физике.

329

довательно, наибольшая вероятность резонансного захвата появляется в процессе замедления быстрого нейтрона. Поперечное се­ чение радиационного захвата для U-238 большое; при этом имеет­ ся несколько резонансных максимумов (фиг. 13.7)i

Энергия нейтроноВ, эВ

Ф и г. 13.6. Зависимость полных поперечных сече­ нии от уровня энергии нейтронов для бора, кад­ мия и индия

Фиг. 13.7. Зависимость полного поперечного сечения от уровня энергии нейтронов для естественного урана

§ 13.6. КОЭФФИЦИЕНТ РАЗМНОЖЕНИЯ НЕЙТРОНОВ

Отношение числа вновь образовавшихся нейтронов к числу предшествующего поколения нейтронов, вызвавших процесс деле­ ния, называется коэффициентом размножения. В § 12.6 для чи­

330

стого U-235 этот коэффициент был указан 2,43+ 0,02 без учета радиационного захвата и т] = 2,07 с учетом последнего. Следова­ тельно, на каждое деление приходится ц свободных быстрых нейтрона с различными уровнями энергии. Величина ^ различна для разных делящихся веществ.

Некоторое число быстрых нейтронов сверх! ^ приводит к де­ лению ядер, что учитывается коэффициентом размножения на бы­

р— вероятность избежать резонансного захвата. Тогда количе­ ство быстрых нейтронов, замедленных до уровня тепловых ней­ тронов, на один акт деления будет: ч\ьр.

Для реакторов с чистыми делящимися изотопами величина р = 1. Для гетерогенных реакторов с природным ураном р —

— 0,85 -ь 0,95i.

После процесса замедления часть (1—/) тепловых нейтро­ нов может быть поглощена конструкционными и другими элемен­ тами реактора. Если f — доля свободных тепловых нейтронов, иначе / — вероятность для тепловых нейтронов избежать непроиз­ водительного поглощения, то на каждый один акт деления остает­ ся свободных тепловых нейтронов

rlSpf.

Коэффициент / представляет отношение числа тепловых нейт­ ронов, поглощенных в делящемся изотопе (например, Ри-239), ко; всему числу тепловых нейтронов, поглощенных делящимся изото­ пом, замедлителем и конструкционными материалами. В случае гомогенного реактора без конструкционных материалов в актив­ ной зоне

х"•'дм

где £дм — поперечное сечение поглощения для делящегося мате­ риала; Е3— то же, для замедлителя. Для урана и графита, на­ пример:

•331

Рассматривая реактор бесконечно больших размеров и пре­ небрегая поэтому утечками нейтронов из системы, получим коэф­ фициент размножения в бесконечной среде

2ц + £3

поэтому

k~ — 2,07.

Переход к реактору конечных размеров требует дополнитель­ ного учета потерь быстрых и тепловых нейтронов во внешнюю среду через оболочку реактора. Для уменьшения этих потерь ре­ актор снабжают материалом, непрозрачным для нейтронов. Обо­ лочка из такого материала (графит, бериллий и др.) называется отражателем.

Полная вероятность избежать утечки в конечной среде

В = B jB f,

где B f — вероятность избежать утечки быстрых нейтронов; Bt — вероятность избежать потерь тепловых нейтронов.

Вероятности Bf и Bt в данном случае выражают отноше: ние числа свободных нейтронов, оставшихся в системе, к числу всех свободных нейтронов системы, определяемых соответствен­ но величинам k™ и /е«, Bf .

•Величины Bf и Bt зависят от геометрических размеров, фор­ мы и конструкции реактора, ядерных свойств материала отража­ теля и от характера движения нейтронов в реакторе.

3 3 2