Раздел 2. Гидроэнергетические ресурсы, их использование. Принципиальные схемы, параметры, режимы работы ГЭС и ГАЭС

Дослідницькі ядерні реактори є основними джерелами інтенсивних потоків нейтронів. Загальне число дослідницьких реакторів у світі більше 400 і їх кількість продовжує збільшуватися. Дослідницькі ядерні реактори грають важливу роль у розвитку багатьох фундаментальних наук, ще більшу роль вони грають у розвитку ядерної техніки.

Дослідницькі реактори відрізняються від промислових ядерних реакторів, хоча багато з них призначались для дослідження нових конструкцій ядерних реакторів й були прототипами конструкцій, що існують у даний час.

Перший в світі ядерний реактор СР-1 (Chicago Pile-1) був побудований в 1942 р., коли промислового збагачення урану не існувало і як ядерне паливо можна було використовувати природну суміш ізотопів урану-238 й урану-235. Вибір сповільнювача також обмежувався ядерно-чистим графітом, важка вода D2O була речовиною екзотичною й вельми дефіцитною. Реактор СР-1 був штабелем (звідси термін «pile») із блоків металевого природного урану (5,6 т), двооксиду UО2 (39,2 т), U3О8 (3,7 т) та графітових призм. Реактор СР-1 мав сім каналів для виведення пучків нейтронів із активної зони для опромінювання фольги різних матеріалів й проведення фізичних експериментів. При потужності 200 Вт та густині потоку нейтронів ~107 нейтронів/(см2·с) цей реактор не мав системи примусового охолоджування. Ці параметри в даний час здаються дуже скромними, але у той час це було могутнє, принципово нове й дуже перспективне джерело нейтронів, котре відкрило можливість проведення безлічі фізичних експериментів.

Мал. 2.62. Конструкція реактора інтегрального типу («Супер Фенікс», Франція), 1200 МВт (ел.): 1 – опора активної зони; 2 – внутрішній радіаційний захист; 3 – розділювальна обечайка між гарячим та холодним об’ємами натрію; 4 – проміжний теплообмінник; 5 – велика поворотна пробка; 6 – мала поворотна пробка; 7 – виконуючі механізми СУЗ; 8 – механізм перегрузки ТВЗ; 9 – ГЦН; 10 – плита верхнього перекриття (опора реактора); 11 – страховочний корпус; 12 – основний корпус реактора; 13 – теплові екрани; 14 – активна зона; 15 – напірний колектор

Пуск реактора СР-1 показав можливість здійснення ланцюгової реакції ділення, що самопідтримувалася, в системі «природний уран + графіт». Цей реактор став фізичною моделлю для майбутніх могутніх ядерних реакторів, які напрацьовували збройовий плутоній-239 з урану-238, і його можна вважати першим експериментальним ядерним реактором і прототипом подібних реакторів. Комісія з атомної енергії США класифікувала реактор СР-1 й наступні реактори як дослідницькі. У СРСР вперше аналогічна за конструкцією реакторна система Ф-1 на природному урані й графіті була запущена в 1946 р., містила 45 т природного урану, потужність в імпульсі досягала 4 тис. кВт при густині потоку теплових нейтронів 5·1011 нейтронів /(см² ·с).

Для збільшення потужності реакторів необхідно було створити спеціальну систему охолоджування уранових блоків (тепловиділяючих елементів-твелів).

Вперше примусова система тепловідведення була реалізована в 1943 р. в реакторі Х-10, активна зона якого містила 47,63 т природного урану. Примусова система повітряного охолоджування дозволила довести потужність реактора до 3800 кВт, а середню густину потоку теплових нейтронів до 5·10¹¹ нейтронів (см²·с). Використання як сповільнювача нейтронів важкої води D2О, що має мінімальний переріз поглинання теплових нейтронів, дозволило отримати в реакторі СР-3 потужністю 300 кВт ту ж саму густину потоку теплових нейтронів 5·10¹¹ нейтронів/(см²·с) при завантаженні до активної зони всього 3 т природного урану. Це був перший реактор з важководяним сповільнювачем (1944 р.).

У 1944 р. почався новий етап в реакторобудуванні у зв'язку з освоєнням технології розділення ізотопів урану. Збагачений уран дав можливість використовувати як сповільнювач нейтронів звичайну воду Н2О, це дозволило різко скоротити розміри активної зони реактора і зробити реактор компактнішим (довжина дифузії теплового нейтрона в звичайній воді L=2,69 см, у ~55 раз менша, ніж у важкій воді D2О, і в ~21 раз менша, ніж у графіті). Критичне завантаження високозбагаченого урану може бути менше 1 кг залежно від конструкції активної зони, матеріалів сповільнювача та відбивача. Високозбагачений уран дав можливість будувати реактори на швидких нейтронах. Перший реактор НУРО зі збагаченим ядерним паливом (14% урану-235) був побудований в США у 1944 р.

У 1950-х роках у різних країнах починають розробляти проекти атомних станцій (АЕС), у зв'язку з чим виникає необхідність детального вивчення радіаційної стійкості різних матеріалів і перш за все паливних композицій. У 1952 р. майже одночасно почали працювати американський реактор МТR (Material Testing Reactor) потужністю 30 тис.кВт, при густині потоку нейтронів 5·10¹⁴ нейтронів/(см²·с) для випробування матеріалів й радянський реактор РФТ потужністю 10 тис. кВт при густині потоку нейтронів 5·10¹⁴ нейтронів/(см²·с) для фізичних та технічних досліджень. Реактор РФТ став першим петльовим реактором канальної конструкції. він був обладнаний автономними циркуляційними контурами («петлями»), що дозволили відпрацювати конструкції твелів для першої АЕС.

Досвід створення й використання дослідницьких реакторів виявив незручності сполучення фізичних і технічних експериментів. Радіоактивні забруднення, пов'язані з порушенням герметичності випробовуваних твелів, створюють підвищений фон випромінювань і утруднюють проведення фізичних експериментів; тривала робота реактора на малій потужності для фізичних експериментів затримує проведення технічних досліджень. Тому після РФТ наступні дослідницькі реактори в СРСР будувалися для проведення певного кола експериментів. Для дослідження твелів були створені реактори МР (1963 р.) і МИР (1966 р.), для фізичних досліджень – ВВР-М (1959 р.), для хімічних досліджень – ВВР-Ц, для отримання трансуранових елементів – СМ2 (1961 р.).

Класифікація дослідницьких реакторів не враховує важливі, але загальні для всіх реакторів ознаки – сповільнювач, теплоносій, відбивач, структуру активної зони, енергетичний спектр нейтронів тощо. Ці ознаки, звичайно, важливі, але такі характеристики, як призначення, рівень густини потоку нейтронів і режим роботи, зрештою їх визначають.

За призначенням дослідницькі реактори поділяються на наступні категорії.

Реактори для фізичних досліджень. Як правило, мішені та апаратура розташовуються за біологічним захистом на шляху пучків нейтронів й γ-випромінювання. Ці пучки формуються каналами, котрі пронизують товщу захисту й відбивача в різних напрямах (переважно в горизонтальній площині) та обладнані шиберами для виключення потоку випромінювання при роботі реактора (мал. 2.63, 2.64). Канали дозволяють вмістити мішень (зразок) всередину реактора в область з максимальною густиною потоку нейтронів і вивести вторинне випромінювання. Через великий об'єм експериментів на виведених пучках багато реакторів для фізичних досліджень називають пучковими.

Реактори для виробництва нуклідів характеризуються високою густиною потоку нейтронів, що визначає швидкість їх утворення й накопичення. Реактори для виробництва нуклідів називають ізотопними.

Матеріалознавчі реактори використовуються для вивчення поведінки в інтенсивних полях нейтронного й γ-випромінювань перш за все реакторних матеріалів (конструкційних, теплоносіїв, сповільнювачів), для перевірки стійкості радіотехнічних елементів і блоків, для проведення фундаментальних і прикладних досліджень з радіаційної хімії, вивчення дії випромінювань на синтетичні матеріали. Типовими експериментальними пристроями в цих реакторах є вертикальні канали, що дозволяють вводити зразки у відповідну область активної зони або відбивача. Часто матеріалознавчі реактори називають петльовими. Петля – це вбудований в реактор автономний контур охолоджування експериментального каналу для підтримки потрібного режиму випробувань (наприклад температури). Число петель доходить іноді до десяти; у них можуть одночасно відпрацьовуватися твели абсолютно різної конструкції для водяних, киплячих, газоохолоджуваних та інших реакторних систем.

Дослідницькі реактори можна класифікувати за чисельним значенням максимальної густини потоку нейтронів:

• До реакторів першого класу відносяться установки великої потужності з високою густиною потоку нейтронів. Такі реактори називаються високопотоковими. Загальна кількість реакторів цього класу, що діють, в світі біля десяти. Нижня межа густини потоку теплових нейтронів, що розділяє реактори першого й другого класу, дорівнює 10¹⁵ нейтронів/(см²·с).

• Реактори другого класу із середньою густиною потоку нейтронів 10¹⁴–10¹⁵ нейтронів/( см²·с) ще кілька років тому вважалися високопотоковими.

• Реактори третього класу із низькою густиною потоку нейтронів – менше 10¹⁴–10⁹ нейтронів/(см²·с). Таких реакторів багато й вони різноманітні, вони недорогі та використовуються для проведення безлічі експериментів, що не вимагають високої густини потоку нейтронів.

Мал. 2.63. Схема вертикального розрізу реактора ПІК: 1 – вертикальний канал; 2 – вхід теплоносія; 3 – шахта з водою; 4 – біологічний захист; 5 – горизонтальний експериментальний канал; 6 – активна зона; 7 – змінний корпус; 8 – важководяний відбивач; 9 – вихід теплоносія; 10 – шибер; 11 – похилий експериментальний канал

 Монтаж пучкового дослідницького реактора ПІК 

Дослідницькі реактори можна класифікувати за режимом роботи, котрий визначається за законом зміни потужності реактора в часі.

Реактори зі стаціонарною густиною потоку нейтронів призначені для тривалої роботи на будь-якому рівні потужності від номінального, на який вони розраховані, до мінімально контрольованого. У цьому вони не відрізняються від енергетичних реакторів або переробників урану в плутоній.

Пучковий дослідницький реактор ПІК потужністю 100 МВт з потоком теплових нейтронів 10¹⁵ нейтронів/(см²·с) будується на базі Петербурзького інституту ядерної фізики ім. Б.II. Константінова РАН у 30 км від Санкт-Петербургу й буде найбільшим у Східній Європі. Назва реактора ПІК – абревіатура від заголовних прізвищ учених – розробників проекту (Юрій Анатолійович Петров і Кір Олександрович Конопльов). Унікальність експериментальних можливостей реактора ПІК визначається не тільки високою інтенсивністю нейтронних пучків, яка приблизно на порядок вища, ніж на нині чинних реакторах середньої потужності, але також наявністю джерел гарячих, холодних й ультрахолодних нейтронів. Програма наукових досліджень на реакторі включає участь як російських, так і зарубіжних учених. Нейтронне випромінювання використовується як інструмент наукових досліджень у вельми різних областях науки – у фізиці, хімії, біології, геології, матеріалознавстві, медицині, технології виробництва напівпровідникових матеріалів і в промисловості.

Імпульсні реактори працюють в режимі коротких могутніх вибухоподібних спалахів, розділених тривалими інтервалами часу. Граничним випадком імпульсної роботи є підземний ядерний вибух, що проводиться для фізичних експериментів і отримання трансуранових елементів.

Пульсуючі реактори за нейтронними процесами подібні до імпульсних, частота проходження імпульсів ~100 Гц. До пульсуючих реакторів часто відносять бустери – підкритичні системи, які посилюють імпульс нейтронів, що генерується зовнішнім джерелом.