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

Опытные данные для тепловых уран-графитовых реакторов на естественном и слабо обогащенном уране дают в среднем 20— 70 кет на 1 литр всего объема активной зоны (включая каналы). Для реакторов на быстрых нейтронах предполагаемая плотность энерговыделения составляет в среднем 1000 кет на 1 литр всего объема-активной зоны. Эти данные соответствуют тепловой мощ­ ности на медленных нейтронах

в котором эффективный коэффициент размножения был бы точно равен единице. В случае £Эф = 1 нельзя было бы обеспечить ста­ ционарный процесс во времени в таком неуправляемом реакторе. Действительно, после пуска реактора изменяется температура его активной зоны и, следовательно, изменяется коэффициент раз­ множения или коэффициент реактивности. При положительном температурном коэффициенте реактивности реактор с увеличени­ ем Т имел бы все возрастающее значение /гэф,что привело бы к не­ прерывному увеличению нейтронного потока, мощности и темпе­ ратуры реактора вплоть до разрушения его из-за перегрева. По­ сле разрушения реактор будет представлять опасность ввиду из­ лучения нейтронов и у-лучей; однако взрыва реактора не будет, так как реактор станет подкритическим (69ф< 1 ) из-за изменения нейтронного баланса, вызванного утечками. При отрицательном температурном коэффициенте реактивности уменьшение темпера­ туры против расчетной делает реактор подкритическим.

Нельзя сделать £эф= 1 в неуправляемом реакторе еще и по­ тому, что количество делящегося вещества в феакторе с течением времени уменьшается, а количество продуктов деления, «отрав­ ляют и'х» реактор, возрастает.

Для поддержания во времени мощности реактора на задан­ ном уровне и для регулирования мощности, соответственно с по­ требностями, необходимо делать реактор с АЭф !>1-Н а стацио­ нарном режиме избыточное количество нейтронов должно уда­ ляться из активной зоны до достижения £эф= 1. Удаление нейт­ ронов осуществляется путем поглощения их специальными управ-)*

*) Эти данные относятся к стационарным установкам; плотность энерго­ выделения в реакторах для ракетных двигателей много больше.

•Ляющими или регулировочными стержнями, выполненными из .ма­ териалов с большим поперечным сечением захвата тепловых нейт­ ронов. Такими материалами являются бор, кадмий и гафний. Бор ■сам по себе хрупок, поэтому стержни делаются из бористых ста-

Если нужно увеличить мощность реактора, регулировочные стержни устанавливаются на меньшей глубине; наоборот, при не­ обходимости уменьшить мощность реактора стержни вводятся в активную зону глубже, вследствие чего нейтронный поток в ре­

для компенсации эффекта отравления реактора.

Кроме каналов для регулировочных стержней, в активной зо­ не предусматриваются также каналы для аварийных стержней из тех же ( материалов. При тех или иных дефектах в реакторе или системе его управления и контроля аварийные стержни автома­ тически быстро вводятся внутрь реактора и делают его подкрити­ ческим. Аварийные стержни находятся внутри активной зоны и при остановке реактора; предусматривается блокировка, благо­ даря которой аварийные или предохранительные стержни не мо­ гут быть удалены из активной зоны, пока не будут введены пол­ ностью регулировочные стержни.

Для перевода реактора с одного стационарного режима мощ­ ности на другой, например, большей мощности, выводят на неко­ торое время регулировочный стержень, а затем вновь вводят для установления /гъф= 1 на новом более высоком значении нейтрон­ ного потока. Переход с одного уровня мощности на другой, более высокий, должен быть постепенным с учетом свойств охлаждаю­ щего реактор агента, иначе возможен перегрев реактора и выход его из строя. Процесс изменения мощности реактора происходит быстро; ограничителем является инерционность системы охлаж­ дения. Поэтому, во избежание перегрева и аварии, на энергетиче­ ских реакторах устанавливаются специальные приборы, регист­ рирующие нейтронный поток (нейтронные детекторы).

На фиг. 13.16 показано изменение тепловой мощности реакто­ ра со временем, начиная с пуска (участок /). Линии 2 и 3 соот­ ветствуют двум стационарным уровням мощности, линия. 4 — максимально допустимой мощности реактора.

В управлении реактором роль запаздывающих нейтронов ве­ лика; эффективный коэффициент размножения должен быть на­ значен с учетом запаздывающих нейтронов. В процессе увеличе­ ния мощности число мгновенных нейтронов растет пропорцио­ нально мощности, но число запаздывающих нейтронов возрастает значительно медленнее, так как их образование связано с преж-

•354

ним уровнем мощности вследствие длительности периода их ис­ пускания из осколков деления. Общее число нейтронов благодаря этому растет медленнее, чем мощность реактора, что оказывает задерживающее влияние на рост мощности реактора.

Для U-235 доля запаздывающих нейтронов составляет 0,73%; для Ри-239 эта доля равна 0,364% и для U-233 всего 0,242%. Та­ ким образом, реактор с U-235 более удобен с точки зрения управ­

ной величины реактивности реактора, так Как реактивность после пуска реактора изменяется. Излишняя сверх'максимальных допу­ стимых значений реактивность устраняется компенсирующими стержнями. Запас реактивности, как указывалось, зависит от длительности непрерывной работы реактора, от числа и режима его остановок, от величины нейтронного потока. По мере умень­ шения реактивности реактора компенсирующие стержни посте­ пенно выводятся из своих каналов, восстанавливая расчетное зна-. чение реактивности.

§ 13.15. ОТРАВЛЕНИЕ РЕАКТОРА

Осколки деления, образующиеся во время работы реактора, и продукты их радиоактивного распада имеют большие попереч­ ные сечения захвата тепловых нейтронов. Вследствие этого с те­ чением времени начальный нейтронный баланс нарушается. В начале работы реактора идет возрастание вредных продуктов, поглощающих нейтроны; с другойстороны, в результате радио­

активного распада осколков и образования изотопов, прозрач­ ных в отношении нейтронов, уменьшается количество вредных поглотителей нейтронов. С течением времени устанавливается некоторая равновесная концентрация вредных поглотителей ней­ тронов, при которой скорость образования новых поглотителей нейтронов и скорость их исчезновения равны. Если учесть этот фактор при назначении величины эффективного коэффициента размножения, то реактор будет работать на стационарном режи­ ме и будет доступен управлению до тех пор, пока в результате деления ядерного топлива реактор не станет подкритическим.

Наибольшее поглощение нейтронов наблюдается изотопами ксенона Хе-135 (ая я«2-106 барн) и самария Sm-149. Ксенон образуется как непосредственно при делении ядра, так и в ре­ зультате распада осколка деления иода J-135. Следовательно, концентрация ксенона меняется как в процессе работы реактора при делении тяжелых ядер и при распаде J-135, так и после вы­ ключения реактора за счет J-135, имеющего период полураспа­ да 6,7 часа.

Количество иода J-135 составляет в среднем около 0,05—0,06 атомов на одно деление. При нейтронных потоках! f <' 1013 накоп­ ление ксенона нарастает медленно и только около 0,7% тепловых нейтронов поглощается в ксеноне при равновесной концентрации. Если '-f О 1013 количество ксенона на равновесном режиме его образования и распада увеличивается; при <р> 1015 ксенон по­ глощает уже до 5% всех тепловых нейтронов. Ксеноновое отрав­ ление, зависящее от , ограничивает максимальное значение нейтронного потока величиной около 2 • 1014. При равновесной концентрации ксенона для стационарной работы реактора необ­ ходимо увеличить реактивность максимально на 0,05, чтобы уст­ ранить вредное влияние ксенона.

Равновесная концентрация самария, являющегося продук­ том радиоактивного распада прометея Рт-149, образующегося непосредственно, как продукт деления, в противоположность ксе­ нону, практически не зависит от нейтронного потока. При стацио­ нарной работе реактора для устранения вредного влияния сама­ рия необходимо увеличивать реактивность на 0,012. Отравление реактора, но в меньшей степени получается и при других про­ дуктах деления (другие изотопы ксенона, иода, стронций и др.).

Отравление реактора усиливается после его остановки. Объ­ ясняется это тем, что период полураспада для иода J-135 равен 6,7 часа, а период полураспада прометея Рт-149 равен 47 часам; поэтому после остановки концентрация устойчивых продуктов распада ксенона и самария растет, достигая максимума через много часов после выключения реактора. Количество иода и про­ мерен зависит от режима остановки реактора. Чем медленнее выключается реактор, тем меньше нейтронный поток Перед и в момент остановки, тем меньше иода и прометея и, следователь­ но, тем меньше будет концентрация ксенона и самария.

356

На фиг. 13.17 показано изменение величины, характеризую­ щей отравление реактора, со временем при различных величинах нейтронного потока. Отравление Р представляет отношение числа тепловых нейтронов, поглощаемых продуктами деления, к числу тепловых нейтронов, поглощаемых в делящемся веществе. При ?о=г1013 отравление меньше 0,05; при <рл= 2 • 10й максимум концентрации ксенона достигается через 10—12 час. после вы­ ключения и отравление уже равно 0,35—0,40. Для повторного, за­ пуска такого реактора понадобится реактивность больше 0,35.

Время после выключения, часы

ного потока к м ом енту выключения

При <р0 = ' 10м отравление составляет максимально 0,2. Отравле­ ние реактора после остановки сильно уменьшает реактивность ре­

Общая продолжительность возможной работы реактора за­ висит от режима непрерывной работы, от числа, режима и дли­ тельности остановок и от начального значения реактивности.

Осколки деления, претерпевая те или иные цепи радиоактив­ ного распада, образуют различные устойчивые изотопы, которые называются «золой» или «шлаками». Одни из них имеют большие поперечные сечения поглощения (7 000—50 000 барн) и образуют­ ся уже вскоре после начала работы реактора. Другие, хотя и сла­ бее поглощают нейтроны, но их количество относительно большее. Шлаки, поглощая нейтроны (тепловые и отчасти замедляющие­ ся), с течением времени уменьшают реактивность реактора и мо­ гут сделать его подкритическим, если своевременно не принять мер к их удалению. В реакторах с Ри-239 поглощение нейтронов осколками деления относительно больше, чем в урановых реак­ торах.

357

§ 13.16 УСЛОВИЯ ВОСПРОИЗВОДСТВА ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА В РЕАКТОРЕ

До сих пор мы рассматривали только энергетический реак­ тор. В стационарных и экспериментальных реакторах возникает необходимость полуйать U-233 из тория и Ри-239 из U-238; во многих случаях эта задача достигается параллельно с выработ­ кой и использованием тепловой энергии. На один нейтрон, затра­ ченный на деление ядра, приходится два и более новых нейтро­ на, поэтому возникает вопрос об изменении нейтронного баланса таким образом, чтобы часть подлежащих удалению нейтронов использовать для получения ядерного топлива Ри-239 и 0-233.

В гомогенных реакторах 1П238 или U-238 и Th-232 равномер­ но распределены в объеме активной зоны. В гетерогенных реакто­ рах в отдельных каналах в активной .зоне размещаются стержни из U-238 иТЬ-232, которые облучаются нейтронами.‘При расчете нейтронного баланса учитываются увеличенные потери нейтронов вследствие радиационного захвата их U-238 и Th-232. Образую­ щиеся в результате реакции Ри-239 и U-233 могут использоваться в том же реакторе как делящееся вещество, отчасти или полно­ стью компенсирующее убыль U-235 вследствие деления; это уве­ личивает время работы реактора. Можно извлекать Ри-239 из ре­ актора после облучения стержней из U-238 нейтронами и исполь­ зовать плутоний в иных, например, военных целях.

Количество образующегося нового ядерного топлива из сырья зависит от возможной степени использования для этого процесса тех нейтронов, которые необходимо удалить из системы для стационарного процесса. Конечно, в каждой конструкции ре­ актора (геометрия, размеры, материалы в активной зоне и пр.) имеется вполне определенное количество нейтронов, поглощае­ мых самой системой (с делением и без деления) и теряемых си­ стемой вследствие утечек. Таким образом, для воспроизводства остается лишь ограниченная доля освобождающихся при деле­ нии нейтронов. Задача проектирования реакторов с воспроиз­ водством сводится к тому, чтобы увеличить долю нейтронов, об­ разующих новое ядерное топливо, не в ущерб стационарности процесса реактора, особенно если он является к тому же энер­ гетическим. Подбором замедлителя и конструкционным решени­ ем реактора можно увеличить долю нейтронов, идущих на вос­ производство нового ядерного горючего из сырья.

Коэффициентом воспроизводства (КВ) реактора называется число ядер вновь образовавшихся делящихся веществ (плуто­ ния, U-233), приходящееся на одно деление. Коэффициент вос­ производства, иными словами, представляет отношение числа ядер вновь образовавшихся делящихся веществ к числу ядер использованного в реакторе делящегося вещества.

Определение величины КВ связано с детальным установле­ нием нейтронного баланса каждого конкретного реактора. Если КВ == 1, то количество израсходованного материала точно ком­

358

пенсируется количеством вновь образовавшегося делящегося ма­ териала. При КВ < 1 срок работы реактора растет, но с течением времени уменьшается количество делящегося в реакторе вещест­ ва. При КВ 1 количество нового ядерного топлива превышает количество израсходованного делящегося вещества, и реактор превращается в реактор-размножитель.

. В простейшем случае, когда нет потерь нейтронов из системы, а также нет потерь нейтронов внутри системы вследствие захвата их конструкционными материалами и замедлителем, можно опре­ делить наибольшее теоретическое значение коэффициента воспро­ изводства. Так, например, для U-235 число свободных нейтронов на одно деление равно т\^2,07, из которых один нейтрон дол­ жен быть сохранен для стационарности процесса. Максимальное число нейтронов, которое в этом случае теоретически можно ис­ пользовать для воспроизводства ядерного топлива, равно т\ — 1 = 1,07, а максимальное возможное значение коэффициен­

В действительности величина КВ < 1,07 из-за потерь нейт­ ронов ^внутри системы и отчасти вне ее; чаще КВ <[ 1,0. На ре­ акторах с быстрыми нейтронами, как показывают советские опыты, можно иметь КВ^> 1,0.

§ 13.17. ОТВОД ТЕПЛА ОТ РЕАКТОРА

Отвод тепла от реактора необходим для его длительной рабо­ ты и осуществляется путем подогрева циркулирующего через ре­ актор охлаждающего агента. В энергетических реакторах основ­ ной целью является нагревание охлаждающего агента до необхо­ димой для термодинамического цикла максимальной температу­ ры. Охлаждение может осуществляться как непосредственно ра­ бочим телом энергетической установки, так и'другими агентами, выполняющими роль промежуточных тел в системе теплообмена. Основными задачами охлаждения реактора являются:

— отвод количества тепла, соответствующего энергии, осво­ бождаемой в реакторе при делении ядер на максимальном и лю­ бом промежуточном уровне мощности;

— распределение циркуляционных каналов охлаждения так, чтобы температура материала активной зоны нигде не пре­ вышала максимально допустимого значения;

— обеспечение минимальных затрат энергии на процесс ох­ лаждения.

В случае непосредственного подогрева в реакторе рабочего тела силовой установки, находящегося в газообразном состоянии, в некоторых схемах возникает задача получения достаточно рав­ номерного температурного поля перед турбиной или соплом.

359

Здесь нет необходимости останавливаться на расчете тепло­ передачи от реактора к циркулирующему через реактор охлажда­ ющему агенту. Эти вопросы рассматриваются в курсе теплопере­ дачи. Особенностью в данном случае является неравномерное те­ пловыделение в объеме реактора из-за непостоянства нейтронно­ го потока в поперечном и продольном сечениях реактора.

Важно подчеркнуть, что расчет поверхностей, нужных для отвода тепла из реактора при известном поле температур в его активной зоне и при принятом охлаждающем агенте, является ответственной частью проектирования реактора.' Во многих слу­ чаях, а при охлаждении газом всегда, потребные поверхности для отвода тепла и проходные сечения для циркуляции охлаж­

ваны:

—газы (воздух, азот, углекислый газ, гелий);

—жидкости (вода, тяжелая вода, углеводороды и др.);

—жидкие металлы (ртуть, калий, натрий, свинец, висмут, растворы К—Na и Pb-Bi и др.).

Выбор охлаждающего агента зависит от назначения и схемы силовой установки и оказывает влияние на конструкцию и разме­ ры реактора и других элементов энергетической системы.

Непосредственное охлаждение реактора воздухом может ока­ заться целесообразным для силовых установок, где основным ра­ бочим телом служит воздух. Использование гелия может быть эффективным на стационарной энергетической установке при сравнительно невысоких температурах цикла и при надежном вы­ полнении коммуникаций горячего газа. Гелий (как и воздух, азот, углекислый газ) инертен, но в смысле теплоотвода он обладает лучшими свойствами. Гелии также обладает наименьшим попе­ речным сечением поглощения.

Вода и тяжелая вода пригодны для энергетических устано­ вок с относительно невысокими температурами цикла. Например, температуре сухого насыщенного пара воды 360°С отвечает уже давление — 190 ата.

Углеводороды и другие аналогичные вещества могут быть рассмотрены как охладители реакторов некоторых специальных

энергетических систем.

Жидкие (расплавленные) металлы могут быть использованы

всхемах, в которых рабочее тело силовой установки нагревается

втеплообменнике, получая тепло от нагретых в реакторе жидких металлов. Последние циркулируют в замкнутой системе реак­ тор—теплообменик—реактор с помощью специальных электро­ магнитных насосов. Промежуточный металлический теплоноси­ тель уменьшает размеры необходимых поверхностей охлаждения

вреакторе, но требует насосов и трубопроводов для циркуляции и, кроме того, дополнительного теплообменника.

360

циркуляции (ни в смысле коррозии, ни в смысле переноса матери­ ала); его весовая плотность и теплоемкость должны быть высо­ кими; он должен быть максимально прозрачен для нейтронов; циркуляция его через реактор должна быть сопряжена с мини\

плуатации. Ни один из охладителей не удовлетворят полностью этим требованиям.

0,0774 0,0096 0,00958 0,0096 0,26

§ 13.18. ЭКРАНИРОВКА РЕАКТОРА

При делении ядер в реакторе, как указывалось, испускаются нейтроны, излучаются у-лучи и Р-частицы, а также возникают а -частицы.

Задача сохранения нейтронов внутри реактора является важ­ ной для его процесса и требует постановки отражателей. Незави­ симо от этого, ввиду биологической опасности нейтронов, реакто­ ры должны иметь не только отражатели, но за их пределами так­ же и оболочки из материалов, поглощающих нейтроны. Только реакторы однократного .использования, эксплуатируемые без по-'

362