Вопрос 11 Реакторы с шаровой засыпкой.

В газовых реакторах расплавление топлива невозможно: вместо урановых стержней топливо примет здесь форму кусочков урана, рассеяных среди графитной гальки. Активная зона таких реакторов представляет собой засыпку шаровых ТВЭЛов, внутри графитовой оболочки в которой равномерно вкраплено ядерное топливо. Шаровая засыпка ТВЭЛов расположена в графитовом цилиндрическом отражателе. В нижней части отражателя она опирается на графитовый под конической формы с отверстиями для выгрузки ТВЭЛов. Использование шаровых ТВЭЛов позволяет производить их непрерывную перегрузку в активной зоне реактора, то есть выводить из активной зоны отработавшие ТВЭЛы и заменять их новыми.

Из-за небольших размеров ТВЭЛов и большого их количества каждый новый элемент вносит незначительную избыточную реактивность. Поэтому такой способ перегрузки топлива является безопасным. Реакторы ВТГР используют энергию деления тяжелых ядер не только для производства электроэнергии, но и для получения теплоты (до 1000 оС) в технологических процессах (например, в производстве некоторых химических продуктов). Кроме того, гамма–излучение выводимого из реактора топлива используется для ряда радиационно-химических процессов (например, облучения полиэтилена).

Используемый в качестве теплоносителя инертный газ (гелий) обладает хорошей термической и радиационной стойкостью, химической стабильностью, минимально поглощает и выделяет нейтроны. К тому же газовые реакторы продуктивнее водяных, так как способны разогреваться гороздо сильнее (температура теплоносителя). Достоинство гелия также в том, что инертный газ не сможет стать радиоактивным, как становития вода на охлаждаемых реакторах. Ядерная безопасность реактора обеспечивается следующими его свойствами: ядерное горючее в нем не может расплавиться, при отсутствии теплоносителя в зоне реакции не образуется критическая масса, при повышении температуры в аварийной ситуации цепная реакция самопроизвольно прекращается.

В центре каждой частицы топлива размером с маковое зернышко находится урановое ядро. Слои углерода и карбида кремния окружают радиоактивное урановое ядро. Каждый “камушек” в слое ”гальки”, покрывающей дно газового реактора, - это шарик из графита размером с теннисный мячик. Внутри этого графита рассеяны 15000 крошечных частичек урана весом 9 граммов. Реактор выстелен ”галькой” – 400000 шариков графита. Уран, рассеянный в этих шариках, выделяет тепло, которое собирает и передаёт гелий. Далее тепло можно использовать для производства электричества, очистки нефти, опреснения и запуска других производственных процессов.

Вопрос 12 Научно-исследовательские реакторы.

Исследовательский реактор (ИР), ядерный реактор, который, являясь источником нейтронного и гамма-излучений, предназначен для широкого круга исследований в различных областях науки и техники.

На ИР проводят исследования в области ядерной и нейтронной физики, физики твёрдого тела, ядерной и радиационной химии, материаловедения, биологии, медицины; испытывают тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ) проектируемых энергетических реакторов и конструкционные материалы для реакторостроения. На ИР разработан метод активационного анализа, позволяющий исследовать состав образцов всевозможных материалов без их разрушения и обнаруживать минимальные количества (до 10-6 мкг) химических элементов. ИР используются для получения радиоактивных изотопов.

ИР имеют активную зону, которая содержит делящийся материал, а реакторы на тепловых нейтронах — ещё и замедлитель нейтронов (обычная или тяжёлая вода, графит, бериллий и т. д.). В активной зоне обеспечивается теплоотвод. Вокруг активной зоны имеется отражатель нейтронов. Реактор окружен биологической защитой, которая может быть пронизана трубами для вывода нейтронных пучков. Для получения мощного потока тепловых нейтронов без примеси быстрых используют устройство, называемое тепловой колонной. Эта колонна — из хорошего замедлителя (чаще всего графита), одним концом расположена непосредственно у активной зоны, а другой её конец выведен в помещение, доступное для проведения экспериментов. Для загрузки испытуемых материалов внутрь активной зоны предусматриваются специальные приспособления или каналы. На рис. 1 показан вертикальный разрез советского ИР ВВР-М, предназначенного для работ по ядерной физике, радиохимии, радиобиологии и т. д.

По спектру нейтронов в активной зоне ИР, как и ядерные реакторы вообще, делятся на реакторы на быстрых и тепловых нейтронах. Большинство ИР — реакторы на тепловых нейтронах, в основном гетерогенного типа, т. е. топливные элементы чередуются в определенном порядке с замедлителем. Различают ИР с низким, средним и высоким потоком нейтронов в активной зоне в общем диапазоне 1012—1015 нейтронов/(см2·сек). Для кратковременного увеличения потока нейтронов до более высоких значений без увеличения средней мощности реактора и соответствующего усложнения системы теплосъёма предназначаются импульсные ИР. Например, советский импульсный реактор на быстрых нейтронах (ИБР) при средней мощности 3 квт в момент вспышки цепной реакции позволяет получить поток нейтронов в максимуме импульса 1,3×1018 нейтронов/(см2·сек) с мгновенной мощностью 23 Мвт. Для создания избыточной реактивности служит вращающийся между топливными стержнями диск, в который запрессован кусок урана-235. ИБР предназначен для изучения физики твёрдых тел и жидкостей и нейтронной спектрометрии.

По конструкции активной зоны различают ИР: корпусного типа (СМ-2 в СССР и ETR в США); корпусного типа, погруженные в бассейн (BR-2 в Бельгии); канального типа (РФТ в СССР).

Активные зоны ИР корпусного типа наиболее компактны и поэтому обладают лучшими физическими характеристиками; реакторы, погруженные в бассейн с водой, наиболее безопасны, так как все работы с радиоактивными изделиями ведутся через слой воды; реакторы канального типа удобны в смысле размещения и замены испытуемых элементов или образцов. Однако все три типа ИР имеют существенный недостаток: в них затруднён доступ к активной зоне или в межканальное пространство, что усложняет проведение исследований.