ВУЗ: Не указан
Категория: Не указан
Дисциплина: Не указана
Добавлен: 11.12.2023
Просмотров: 22
Скачиваний: 1
ВНИМАНИЕ! Если данный файл нарушает Ваши авторские права, то обязательно сообщите нам.
Ядерный (или атомный) реактор
Введение:
Основным прикладным результатом фундаментальных исследований в области ядерной физики стало образование атомной энергии. Энергия, произведенная в ядерных реакторах, составляет около 6% всего мирового производства энергии. В некоторых странах (Франция, Швеция) атомные электростанции обеспечивают более половины всей электроэнергии. Однако развитие ядерной энергетики также породило социальные проблемы, которые наиболее ярко проявились в трагической чернобыльской катастрофе. После Чернобыля риски для здоровья и окружающей среды, создаваемые ядерной энергетикой, вызвали законную общественную реакцию. Возникшие вопросы касались не только промышленников и политиков, но и научного сообщества физиков, работающих в области ядерной физики и физики элементарных частиц. В итоге оказалось, что физики разработали ядерный реактор, который, как оказалось, мог выйти из-под контроля. Поэтому задача развития безопасной ядерной энергетики, проведения фундаментальных исследований по этой теме привлекает повышенное внимание в последние годы.
Ядерный (или атомный) реактор - это устройство, в котором проводится контролируемая реакция ядерного деления. Ядра урана, особенно ядра изотопа 235 U, наиболее эффективно захватывают медленные нейтроны. Вероятность захвата медленных нейтронов с последующим делением ядер в сотни раз выше, чем у быстрых. Поэтому в ядерных реакторах, работающих на природном уране, замедлители нейтронов используются для увеличения коэффициента размножения нейтронов. Эти реакторы называются гетерогенными реакторами. Возможный вариант безопасной ядерной энергетики давно известен - разработка управляемого термоядерного синтеза. Однако, несмотря на принципиальную осуществимость этой программы, исследователи по-прежнему сталкиваются с технологическими трудностями, которые еще не преодолены. Для завершения исследовательской программы по управляемому термоядерному синтезу требуются большие материальные вложения и значительное время. В то же время давно известен и другой вариант безопасной энергии, основанный на работе ядерного реактора в докритическом режиме, который требует облучения реактора нейтронным потоком. Эти нейтроны могут быть получены интенсивными пучками протонов или более тяжелых ядер. В последние годы работа в этом направлении значительно активизировалась как в области фундаментальных исследований, так и в разработке конкретных проектов для установок, производящих энергию.
История создания
В истории создания ядерных реакторов прослеживаются три этапа. На первом этапе были определены необходимые и достаточные условия для возникновения самоподдерживающейся цепной реакции ядерного деления. На втором этапе были установлены все физические эффекты, которые способствуют и предотвращают возникновение самоподдерживающейся цепной реакции ядерного деления, то есть ускоряют и замедляют этот процесс. И, наконец, были проведены количественные расчеты относительно конструкции реактора и происходящих в нем процессов.
Создание ядерных реакторов было решением одной из неотъемлемых задач общей атомной проблемы.
Первый в мире реактор CP-1 (Chicago Physics) был спроектирован и построен Э. Ферми в сотрудничестве с Андерсоном, Зинном, Л. Вудсом и Дж. Вейллом и располагался в теннисном зале под трибунами стадиона Чикагского университета. Реактор начал работать 2 декабря 1942 года с расчетной начальной мощностью 0,5 Вт. Первый урановый реактор SR-1 был загружен 6 тоннами металлического урана и определенным количеством (точно не известно) оксида урана из-за отсутствия чистого урана.
Реактор должен был иметь сферическую форму и состоял из горизонтальных слоев блок-графита, которые располагались между аналогичными слоями чередующихся блоков графита и урана, охлаждаемых воздухом. Критическое состояние реактора, в котором потеря нейтронов была компенсирована их производством (созданием), было достигнуто, когда сфера была построена в три четверти, в результате чего реактор не получил окончательную форму правильной формы. мяч.
Через 12 дней мощность была увеличена до 200 Вт, и дальнейшее увеличение мощности считалось рискованным из-за опасного излучения, генерируемого установкой. Реактор был перенесен за пределы города в Аргоннскую лабораторию, где он был вновь собран и оборудован защитным экраном.
Реактор управлялся вручную с помощью кадмиевых стержней, которые поглощают избыточные нейтроны и располагаются в специальных каналах. Кроме того, были предоставлены два аварийных стержня и стержень автоматического управления.
Первая опытная установка позволила провести экспериментальное исследование процесса получения плутония, что позволило сделать вывод о том, что данный метод обеспечивает реальную возможность его изготовления в количествах, достаточных для создания атомной бомбы. В 1943 году для экспериментальных исследований в Аргоннской национальной лаборатории был построен точно такой же реактор SR-2, но с критическим размером в форме куба, а в 1944 году - еще один реактор SR-3, в котором тяжелая вода служила модератор, был построен. позволило значительно уменьшить размеры реактора по сравнению с предыдущими.
В графитовом кубе реактора SR-2 блоки урана или его оксида были расположены в виде решетки. Графитовые блоки одновременно служили замедлителем и строительным материалом для реактора, имели квадратное поперечное сечение со стороной 10,5 см и были неравной длины, которая в большинстве случаев составляла 39,9 см. В некоторых блоках два симметрично расположенных отверстия были сделано с расстоянием между центрами 21 см. В эти отверстия были вставлены урановые блоки в форме цилиндров диаметром 5,7 см и весом около 2,7 кг. Реактор, состоящий из чередующихся горизонтальных слоев графитовых блоков с ураном и без него (проставки), достиг критического состояния во время укладки 50-го слоя. Затем сверху были уложены четыре дополнительных слоя чистых графитовых блоков, действующих в качестве отражателя нейтронов, затем слой свинца толщиной 15,2 см и слой дерева толщиной 3,3 м. Боковая поверхность реактора была окружена аналогичной защитой. Внешние размеры реактора составляли: ширина - 10 м, высота - 7 м, а общий вес превышал 1400 тонн. Реактор содержал 3200 блоков металлического урана и 14500 блоков оксида урана, что эквивалентно примерно 52 тоннам урана. Графитовая часть реактора весила около 472 тонн. Металлический уран располагался в центре реактора и образовывал центральную решетку шириной 4,3 м, глубиной 3,3 м и высотой 3,3 м, расположенную между 16-м и 18-м слоями реактора. Блоки из оксида урана были распределены по внешней части активной зоны реактора, где поток нейтронов меньше, и поэтому паразитное поглощение нейтронов кислородом слабее.
Из-за отсутствия системы охлаждения максимальная безопасная мощность реактора составляла 200 Вт, но в течение короткого времени мощность могла быть увеличена до 100 кВт. В реакторе использовались пять 5,6-метровых бронзовых контрольных стержней с кадмиевым покрытием. Три из этих стержней были аварийными, один использовался для грубой регулировки, а другой - для точной регулировки потока нейтронов и мощности реактора.
В конце 1945 года в Москве на территории Лаборатории № 2 Академии наук СССР началось строительство корпуса физического реактора Ф-1, а в начале 1946 года - проект первого промышленного реактор и связанный с ним завод плутония в Челябинске-40. В декабре 1946 г. на уран-графитовом исследовательском реакторе Ф-1 под руководством И.В. Курчатов первым в Европе осуществил самоподдерживающуюся цепную реакцию. Запуск реактора F-1, который до сих пор служит науке, позволил измерить необходимые ядерные константы, выбрать оптимальную конструкцию первого промышленного реактора и исследовать вопросы регулирования и радиационной безопасности.
История физики ХХ века также включала первый в Европе ядерный реактор, созданный в СССР и лично испытанный И.В. Курчатов в декабре 1946 года. Его мощность уже достигла 4000 кВт, что позволило создать промышленные реакторы на основе накопленного опыта. Сам реактор располагался в бетонной яме, на дне которой было проложено восемь слоев графитовых стержней. Слои с отверстиями-гнездами были проложены над ними, куда были вставлены блоки урана. Три канала были также сделаны для кадмиевых стержней, обеспечивающих контроль реакции и ее аварийного останова, а также ряд горизонтальных каналов различных форм и размеров для измерительного оборудования и экспериментальных целей. Общее количество слоев графитовых полос было шестьдесят два.
В 1947 году этому реактору удалось получить первые дозы неестественного плутония, который, как и уран, является ядерным топливом, причем в количествах, достаточных для изучения основных физических характеристик его ядра. Первый промышленный реактор в СССР для производства плутония был запущен Курчатовым в июне 1948 года.
В середине 40-х годов ХХ века Лос-Аламосская научная лаборатория (США) поставила задачу создания экспериментального быстрого реактора на плутониевом топливе, демонстрирующего возможность выработки электроэнергии. Этот реактор, названный «Клементин», имел объем активной зоны металлического плутония 2,5 литра и был охлажден ртутью. Сборка реактора началась в 1946 году, критичность была достигнута в ноябре 1946 года. Запуск мощности состоялся в марте 1949 года. Реактор работал на мощности 25 кВт (тыс.).
Реактор Клементина был первым реактором на быстрых нейтронах, а также первым, кто использовал плутоний-239 в качестве топлива. Активная зона в виде цилиндра высотой 15 см и диаметром 15 см состояла из вертикальных твэлов в стальной оболочке. Замедлитель, конечно, отсутствовал. Металлический уран и сталь служили отражателями. Ртутный теплоноситель имел незначительное поперечное сечение для захвата медленных нейтронов. Реактор управлялся с помощью стержней, которые удаляют некоторое количество урана из отражателя, поскольку бор или кадмий, используемые в тепловых реакторах, не подходят для быстрых реакторов.
В Аргоннской национальной лаборатории (США), независимо от описанных исследований, проводились работы по созданию экспериментального быстрого реактора-размножителя ЭБР-1. Основной целью этого проекта было проверить концепцию атомной электростанции с быстрым реактором в качестве энергоблока. Создание реактора началось в 1951 году, а критичность была достигнута в августе 1951 года. В декабре 1951 года впервые был получен электрический ток от ядерной энергии при мощности реактора 200 кВт (эл.). Топливными элементами реактора были трубы из нержавеющей стали, содержащие высокообогащенный металлический уран; ядро охлаждали, прокачивая через него сплав натрия и калия. Отражатель состоял из двух частей: нескольких стержней из природного металлического урана, окружающих сердечник, и нескольких клиновидных блоков из того же материала. Управление реактором осуществлялось путем введения стержней металлического урана во внешний отражатель и удаления их из него.
Реактор одновременно генерировал энергию, выделяющуюся при делении под действием быстрых нейтронов, и воспроизводил делящийся материал. Строго говоря, в реакторе-размножителе должен использоваться тот же самый расщепляющийся материал, который он производит, например, плутоний-239 в реакторах с ураном-238 в качестве сырья для производства вторичного топливного материала (плутония). Однако уран-235 в настоящее время используется в качестве расщепляющегося материала во многих быстрых реакторах. В реакторах на быстрых нейтронах теплоноситель не должен содержать элементов с низким массовым числом, поскольку они будут замедлять нейтроны. Для интенсивного отвода тепла от небольшого сердечника требуется охлаждающая жидкость с чрезвычайно высокими свойствами рассеивания тепла.
Только одно вещество - жидкий натрий - удовлетворяет этим условиям.
Анализ топливных материалов отражателя ЭБР-1 после его эксплуатации в течение некоторого времени показал, что достигнутый коэффициент размножения, то есть отношение количества полученного плутония-239 к количеству потребленного урана-235, немного превышает 100%. Поскольку условия в реакторе не были идеальными, считалось, что разведение плутония-239 должно быть практически прибыльным. Это было подтверждено в Великобритании экспериментами на быстром реакторе с очень малой мощностью (2 Вт), работающем на плутонии-239. Выяснилось, что на каждое делящееся ядро плутония приходится примерно два вновь образованных. Таким образом, выигрыш в воспроизведении довольно значительный. В конечном итоге такие реакторы должны играть важную роль в программе развития атомной энергетики.
Классификация ядерных реакторов
Классификация по характеру использования:
Энергетические реакторы, предназначенные для выработки электрической и тепловой энергии, используемой в энергетике, а также для опреснения морской воды (опреснительные реакторы также классифицируются как промышленные).
Транспортные реакторы, предназначенные для питания двигателей автомобилей. Самыми широкими группами применения являются морские транспортные реакторы, используемые на подводных лодках и различных надводных кораблях, а также реакторы, используемые в космической технике.