ПОИСК Статьи Рисунки Таблицы Основные типы ядерных реакторов из "Общая химическая технология Том 2" Первой установкой, открывшей историю реакторостроения, был разработанный Э. Ферми реактор, работавший на естественном уране и снабженный графитовым замедлителем (рис. 98). Введенный в действие в конце 1942 г. в США, этот реактор представлял собой сооружение из графитовых брусков размером примерно Ох 10x15 см. Часть брусков имела отверстия диаметром около 5 см, в которые вкладывались блочки металлического урана или окиси урана весом каждый около 2 кг. [c.250] Графитовые бруски укладывались следующим образом. Слой графитовых брусков, не имеющих отверстий, чередовался со слоем брусков, в которые были вложены блочки урана. Критический размер реактора, при котором начиналась цепная реакция, был достигнут при 50 слоях. Выше пятидесятого слоя были уложены еще четыре слоя графитовых брусков, выполняющих роль отражателей нейтронов, и защитный слой свинца (около 15 см) и дерева (150 см). Боковая защита состояла из графитового отражателя (30 см) и бетона (150 см). [c.250] Общие размеры реактора составляли 10x10x7 м, полный вес его равнялся 1400 т, в том числе 52 т урана. [c.251] Важным элементом конструкции являлись пять бронзовых, покрытых кадмием стержней длиной по 5 ж, вдвигавшихся в активную зону. Два из них являлись стержнями регулирования, остальные три—стержнями аварийной защиты (стержни безопасности), которые обычно находились вне реактора, но для вдвигания их в активную зону имелись отверстия. [c.251] Количество выделяющейся в реакторе энергии пропорционально плотности нейтронов. Развивая цепную реакцию, можно довести мощность реактора, вообще говоря, до любой величины при отводе соответствующего количества выделившегося тепла. Описанный реактор не был снабжен охлаждением, и мощность его не превышала долей киловатта. Для повышения мощности реактора необходимо его охлаждать. Поэтому все современные реакторы имеют специальную систему отвода выделяющегося реакционного тепла. [c.251] В качестве теплопередающей среды, или теплоносителя, могут быть использованы газы и жидкости (органического или неорганического происхождения, а также жидкие металлы), удовлетворяющие определенным требованиям. Теплоносители, например, не должны сильно захватывать нейтроны (обладать малым сечением их захвата) и разрушаться под действием интенсивного излучения в активной зоне реактора кроме того, теплоносители должны иметь соответствующие теплопередающие свойства (теплоемкость, коэффициент теплоотдачи), быть достаточно дешевыми, доступными, безопасными в обращении и т. д. [c.251] Удобным, дешевым и доступным теплоносителем является обыкновенная вода, обладающая небольшим сечением захвата нейтронов, хорошими теплопередающими свойствами, безопасная для обслуживающего персонала и устойчивая к действию излучения. Поэтому вода широко используется как теплоноситель в реакторах возможности и условия применения ее для этих целей хорошо изучены и проверены. [c.251] Отрицательным свойством воды является необходимость использования ее под давлением для достижения высокой температуры теплоносителя (выше 100°). [c.251] Высокие требования предъявляются и к замедлителю, который должен не только замедлять нейтроны и обладать малым сечением захвата нейтронов, НОИ противостоять действию излучения и т. д. Чем меньше атомный вес вещества-замедлителя, тем меньше соударений претерпевает нейтрон деления при замедлении до скорости теплового движения (до тепловой энергии) и, следовательно, тем лучше замедлитель. В качестве замедлителя в реакторах наиболее широко используется графит, поскольку он является доступным материалом, хорошо обрабатывается, имеет очень малое сечение захвата нейтронов и не изменяет свойств при высокой температуре. [c.251] В реакторе, установленном на атомной электростанции Академии Наук СССР, в качестве замедлителя используется графит, теплоносителем является обыкновенная вода под давлением 100 ат. Номинальная тепловая мощность реактора 30 ООО кет, полезная мощность 5000 кет. Средняя плотность потока нейтронов 5 10 нейтр/см -сек. Ядерным горючим служит обогащенный уран, содержащий 5% урана-235. Вес урана в реакторе примерно 550 кг. [c.252] Схема реактора показана на рис. 99. Реактор заключен в цилиндрический стальной кожух, покоящийся на бетонном основании. Поскольку графит в реакторе подвергается действию высокой температуры, для того чтобы предотвратить выгорание графита, кожух заполняют инертным газом. Графитовая кладка реактора пронизана вертикальными отверстиями, в которых помещены 128 рабочих каналов с горючим, управляющие стержни, выполненные из карбида бора, и экспериментальные каналы, предназначенные для размещения в разных зонах реактора облучаемых объектов. Внутри каналов по трубкам из нержавеющй стали течет вода. Активная зона реактора обведена на рисунке пунктиром. Боковая защита реактора состоит из слоя воды толщиной 1 м и трехметрового слоя бетона. Сверху реактор защищен гра( )итом и чугунными плитами. [c.252] По такой же принципиальной схеме реактор РФТ (реактор для физических и введенный в действие в 1952 г. [c.253] В 1957 г. реактор был реконструирован и мощность его была увеличена с 10 тыс. до 20 тыс. кет. Этот реактор широко используется для проведения разнообразных физических исследований, получения изотопов и испытания новых тепловыделяющих элементов. [c.253] На рис. 100 показан тепловыделяющий элемент реактора , выполненный в виде толстостенных труб, снаружи и изнутри покрытых алюминиевыми оболочками, между которыми находится ядерное горючее. К торцам элементов присоединены наконечники с выступами, центрирующие тепловыделяющий элемент в трубе канала. В качестве горючего в реакторе используется обогащенный уран, теплоносителем служит обычная вода. [c.253] Как указывалось, замедлитель тем более эффективен, чем меньшее число столкновений требуется для замедления нейтрона до тепловой энергии. Одним из лучших замедлителей является тяжелая вода, не только хорошо замедляющая нейтроны, но и обладающая чрезвычайно малым сечением захвата. В одном из опытных американских реакторов СР-3 в качестве замедлителя используется 6,5 т тяжелой воды, которая находится в алюминиевом баке высотой около 3 ж и диаметром около 2 л. В этот бак опущена щетка из урановых стержней, завернутых в алюминиевую фольгу для предохранения от коррозии. В указанном реакторе имеется 120 стержней из металлического урана длина каждого стержня около 2 м, диаметр около 3 см. Полный вес загруженного урана равен 3 т. [c.253] Тяжелая вода выполняет в этом реакторе одновременно и роль теплопередающей среды (отвод тепла). Защита реактора состоит из слоя графита толщиной 60 см, свинцово-кадмиевого сплава толщиной 10 см и слоя бетона толщиной 2,5 ж. Тепловая мощность реактора 3000 кет. [c.253] У правление реактором осуществляется при помощи кадмиевых стержней. Для безопасности работы реактор снабжен аварийными стержнями, предусмотрена также возможгюсть выпуска тяжелой воды из системы. [c.253] В 1948—1949 гг. в Академии Наук СССР был построен реактор, работающий на тяжелой воде и предназначенный для исследовательских целей. Тяжелая вода в этом реакторе находится в тонкостенном алюминиевом баке, заключенном в графитовую кладку (отражатель), и помещенном в герметический стальной корпус, внутри которого поддерживается пониженное давление. [c.253] Поверхность тяжелой воды в реакторе закрыта гелиевой подушкой . Гелий, циркулирующий над поверхностью при помощи специальных газодувок, уносит гремучую смесь, выделяющуюся в реакторе при разложении тяжелой воды под действием излучения. В 1957—1958 гг. этот реактор был реконструирован и его мощность была увеличена с 600 кет до нескольких тысяч киловатт. [c.254] Реактор является саморегулирующимся. Устойчивость его работы достигается благодаря значительному отрицательному температурному коэффициенту реактивности. [c.254] Вернуться к основной статье