ПОИСК Статьи Чертежи Таблицы Управляемый термоядерный синтез . 3. Энергетика будущего из "Ядерная физика " Основной характеристикой реактора является его мощность — количество тепловой энергии, выделяющейся в единицу времени. Мощность реактора измеряется в мегаваттах (10 Вт). Мощность в 1 МВт соответствует цепной реакции, в которой происходит 3-10 актов деления в секунду. [c.579] Имеется большое количество разных видов реакторов. Одна из типичных схем теплового реактора изображена на рис. 11.3. [c.579] Объем активной зоны варьируется от десятых долей литра в некоторых реакторах на быстрых нейтронах до десятков кубометров в больших тепловых реакторах. Для уменьшения утечки нейтронов активной зоне придают сферическую или близкую к сферической форму (например, цилиндр с высотой, примерно равной диаметру, или куб). [c.579] В зависимости от относительного расположения горючего и замедлителя различают гомогенные и гетерогенные реакторы. Примером гомогенной активной зоны может служить раствор уранил-сульфатной соли U2SO4 в обычной или тяжелой воде. Более распространены гетерогенные реакторы. В гетерогенных реакторах активная зона состоит из замедлителя, в который помещаются кассеты, содержащие горючее. Поскольку энергия выделяется именно в этих кассетах, их называют тепловыделяющими элементами или сокращенно твэлами. Расстояния между твэлами не должны превышать сумму длин замедления и диффузии (см. гл. X, 4). [c.579] Активная зона с отражателем часто заключается в стальной кожух. [c.579] Приведем для примера данные об активной зоне реактора первой в мире атомной электростанции (АЗС) в Обнинске (1954). Большой вклад в создание первой АЭС внесли Д. И. Блохинцев, Н. А. Доллежаль, А. К. Красин, В. А. Малых. Активная зона имеет форму цилиндра с размерами 1,5 х 1,7 м. В графитовый замедлитель введены 128 твэлов, содержаш их около 550 кг обогаш,ен-ного до 5% урана. Электрическая мош ность реактора составляет 5 МВт. [c.580] К теплоносителю предъявляются требования большой теплоемкости, слабого поглощения нейтронов, слабой химической активности. Не существует веществ, вполне удовлетворяющих всем этим требованиям. При не чрезмерно больших потоках тепла в реакторах на тепловых нейтронах в качестве теплоносителя стараются использовать вещества, удобные в обращении воду, водяной пар, воздух, азот, углекислый газ и т. д. [c.580] Вода обладает хорошей конвекционной теплопроводностью и слабо поглощает нейтроны. В мощных реакторах, имеющих температуру активной зоны около 300 °С, использование воды затрудняется ее закипанием. Чтобы избежать кипения, приходится сильно повышать давление в системе теплоотвода. А это требует использования больших количеств нержавеющей стали, которая сильно поглощает нейтроны. Кроме того, при высоких температурах вода становится химически активной. Интересной разновидностью водяного теплоносителя является система с кипящей водой, не требующая больших давлений. При этом получающийся пар можно направлять прямо в энергетическую турбину, что в перспективе дает возможность получать высокий к. п. д. в соответствующих энергетических установках. Недостатком реактора на кипящей воде является довольно сильная зависимость коэффициента размножения k от давления пара в активной зоне, что может привести к опасной нестабильности реактора. [c.580] Особенно сложна проблема теплоотвода в реакторах на быстрых нейтронах, где энерговыделение громадно (около 0,5 кВт на см ), а к теплоносителю предъявляется дополнительное требование возможно меньшего замедления нейтронов. Поэтому в реакторах на быстрых нейтронах, как правило, используют наилучший по теплоотдающим свойствам материал — жидкий натрий, несмотря на то, что он обладает целым рядом очень неприятных свойств исключительно высокой химической активностью по отношению к воде, вторичной активностью под действием нейтронов. [c.581] Регулирующие стержни делаются из кадмия, карбида бора и др. Поглощение нейтронов происходит в основном на изотопах кадмия 48 d и бора 58 , сечения поглощения на которых равны соответственно 2-10 и 4 10 барн для тепловых нейтронов. [c.581] Быстрые нейтроны сравнительно слабо поглощаются в стержнях. Поэтому для регулирования быстрых реакторов малых размеров используют удаление отражателя от активной зоны и приближение к ней. [c.581] При расчете защиты реактора необходимо учитывать, что при радиационном захвате (п, y) на ядрах защиты могут вылетать довольно жесткие у-кванты. Хорошей и дешевой защитой как от самих нейтронов, так и от вторичных у-квантов является бетон с железным заполнителем. [c.582] В реакторах с высоким зна-чением потока тепловых нейтро- -q нов (свыше 10 на см в се- кунду) реактивность заметно спа- дает после остановки реакто-ра и восстанавливается лишь через несколько десятков часов. [c.583] Отсчет времени начинается с момента выключения реактора. [c.583] Основными типами энергетических реакторов являются водоводяные, газо-графитовые, а также водо-графитовые (первое — теплоноситель, второе — замедлитель). Реактор первой АЭС в Обнинске — водо-графитовый. Два такого же типа реактора мощностью по 1000 МВт установлены на Ленинградской АЭС. [c.584] Для исследования эффективности и экономичности реакторов разных типов строятся небольшие экспериментальные энергетические установки, обычно небольшой мощности, от нескольких до 20—30 МВт. В частности, имеются попытки использования для замедления таких дорогих, но слабо поглощающих нейтроны материалов, как тяжелая вода и даже гелий, который вообще не поглощает нейтроны. [c.584] Значительно более интенсивные потоки нейтронов можно получить на короткое время в импульсном реакторе. Так, в советском импульсном графитовом реакторе ИГР в максимуме импульса развивается мощность 10 МВт, а поток нейтронов достигает 10 ней-трон/(см -с). Длительность импульса имеет порядок 0,1 с. Считается возможным создание на порядок более мощного реактора такого типа, что даст возможность получать вполне доступный регистрированию поток антинейтрино. [c.585] Своеобразен установленный в Дубне (1959) исследовательский реактор ИБР-30 (импульсный быстрый реактор, построен по идее Д. И. Блохинцева и И. И. Бондаренко), от реактор, грубо говоря, состоит из двух плутониевых цилиндров, между которыми имеется зазор. Размеры цилиндров и зазора подобраны так, что /г 1, но при заполнении зазора ураном получается fe Ь 1, и начинается интенсивная реакция. Между торцами цилиндров проходит периферийная часть стального диска, вращающегося со скоростью 5000 об/мин (рис. 11.5). В диск заделаны два урановых вкладыша. При каждом прохождении вкладыша между цилиндрами происходит короткая вспышка цепной реакции. Мощность в импульсе достигает 150 МВт при средней мощности 30 кВт. Нейтронный пучок из ИБР поступает в километровую трубу метрового диаметра. К концу трубы нейтроны с разными скоростями подходят в разные моменты времени. Это позволяет выделять по времени пролета монохроматические нейтроны различных энергий, что в свою очередь позволяет разрешать очень узкие и близкие друг к другу нейтронные резонансы (см. также гл. IX, 3). [c.585] В настоящее время в г. Дубне установлен более мощный импульсный реактор ИБР-2. [c.585] Вернуться к основной статье