ЧАСТИНА 1. Відновлювальна нетрадиційна енергетика

В історії створення ядерних реакторів можна прослідкувати три етапи. На першо му етапі визначились необхідні й достатні умови перебігу самопідтримуваної ланцю гової ядерної реакції поділу. На другому етапі були встановлені всі фізичні ефекти, які сприяли і протидіяли проходженню самопідтримуваної ланцюгової ядерної реакції поділу, тобто прискорювали чи уповільнювали цей процес. І, нарешті, були здійснені кількісні розрахунки, що стосувалися конструкції реактора і протікаючих у ньому процесів.

Створення ядерних реакторів було вирішенням однієї із складових завдань загальної атомної проблеми.

Перший у світі реактор СР-1 (Chicago Physics) був спроектований і сконструйований Е. Фермі у співпраці з Андерсеном, Цінном, Л. Вудс та Дж. Вайлем і розміщувався у тенісному залі під трибунами стадіону Чиказького університету. Реактор почав працювати 2 грудня 1942 р. при розрахунковій початковій потужності 0,5 Вт. У перший урановий реактор СР-1 було завантажено 6 т металевого урану і деяка кількість (точно не відомо) оксиду урану через брак урану в чистому вигляді.

Реактор повинен був мати сферичну форму і складався із горизонтальних шарів блочного графіту, які розміщувались між подібними шарами із блоків графіту і урану, що чергувались і охолоджувались повітрям.

Критичний стан реактора, за якого втрата нейтронів компенсувалась їх виробленням (утворенням), було досягнуто, коли сферу побудували на три четверті, внаслідок чого реактор так і не одержав кінцевої форми правильної кулі.

Через 12 днів потужність була доведена до 200 Вт і подальше підвищення потужності порахували ризикованим через генероване установкою небезпечне випромінювання. Реактор перемістили за межі міста в Аргоннську лабораторію, де він знову був змонтований і обладнаний захисним екраном.

Реактор регулювався вручну за допомогою кадмієвих стрижнів, що поглинали надлишок нейтронів і розміщувались у спеціальних каналах. Окрім того, були передбачені два аварійних стрижні та стрижень автоматичного управління.

Мал. 17.1. Аргоннський реактор СР 2

Перша дослідна установка дозволила провести експериментальне дослідження процесу одержання плутонію, яке привело до висновку, що цей спосіб дає реальну можливість його виготовлення у кількостях, достатніх для створення атомної бомби. У 1943 р. в Аргоннській національній лабораторії для експериментальних досліджень був побудований такий самий реактор СР-2 (рис 17.1), але з критичним розміром у формі куба, а у 1944 р. – ще один реактор СР-3 (мал. 17.2), в якому уповільнювачем служила важка вода, що дозволило значно зменшити розміри реактора в порівнянні з попередніми.

У графітовому кубі реактора СР-2 були розміщені у вигляді решітки блоки урану або його оксиду. Графітові блоки одночасно виконували роль уповільнювача і будівельного матеріалу реактора, мали квадратний поперечний переріз із стороною 10,5 см і були неоднаковими по довжині, яка у більшості випадків складала 39,9 см. У деяких блоках були зроблені два симетрично розміщені отвори з відстанню між центрами 21 см. У ці отвори вставлялись уранові блоки у вигляді циліндрів діаметром 5,7 см і вагою біля 2,7 кг. Реактор, складений із горизонтальних шарів графітових блоків з ураном і без урану (прокладок), які чергувались, досягнув критичного стану під час укладки 50-го шару. Пізніше зверху уклали чотири додаткові шари чистих графітових блоків, що виконували функцію відбивача нейтронів, потім шар свинцю товщиною 15,2 см і шар дерева товщиною 3,3 м. Бокову поверхню реактора оточили аналогічним захистом. Зовнішні розміри реактора складали: ширина – 10 м, висота – 7 м, а загальна вага перевищувала 1400 т. Реактор мав 3200 блоків металевого урану і 14500 блоків оксиду урану, що еквівалентно приблизно 52 т урану. Графітова частина реактора важила біля 472 т. Металевий уран розміщувався в центрі реактора і утворював центральну решітку шириною 4,3 м, глибиною 3,3 м і висотою 3,3 м, що знаходилась між 16-м та 18-м шарами реактора. Блоки оксиду урану розміщувались по зовнішній частині активної зони реактора, де потік нейтронів менший і тому слабше паразитне поглинання нейтронів киснем.

Мал. 17.2. Аргоннський реактор СР 3

Будинок реактору Ф 1 у Москві (Лабора торія № 2 – нині Російський науковий центр «Курчатівський інститут») Наприкінці 1945 р. в Москві на території Лабораторії № 2 АН СРСР почалося зведення будинку для фізичного реактора Ф-1, а з початку 1946 р. проводилося проектування першого промислового реактору та пов'язаного з ним плутонієвого комбінату в Челябінську-40. У грудні 1946 р. на дослідницькому уран-графітовому реакторі Ф-1 під керівництвом І.В. Курчатова була вперше в Європі здійснена самопідтримувана ланцюгова реакція. Пуск реактора Ф-1, який до цих пір служить науці, дав можливість виміряти потрібні ядерні константи, обрати оптимальну конструкцію першого промисловог ореактора, дослідити питання регулювання та радіаційної безпеки.

Через відсутність системи охолодження безпечна потужність реактора складала 200 Вт, але за короткий час потужність можна було підвищити до 100 кВт. У реакторі використовувались п’ять керуючих стрижнів довжиною 5,6 м із бронзи, покритих кадмієм. Три із цих стрижнів були аварійними, один стрижень служив для грубого регулю вання і ще один для точного регулювання потоку нейтронів і потужності реактора.

В історію фізики ХХ століття увійшов і перший в Європі ядерний реактор, створений в СРСР і випробуваний особисто І.В. Курчатовим у грудні 1946 року. Його потужність досягала вже 4000 кВт, що давало можливість на базі набутого досвіду створювати промислові реактори. Сам реактор розміщувався у бетонованому котловані, на дно якого було укладено вісім шарів графітових брусків. Над ними укладались шари з отворами-гніздами, куди були вставлені блоки з урану. Було також зроблено три канали для кадмієвих стрижнів, що забезпечували регулювання реакції та її аварійну зупинку, і низку горизонтальних каналів різної форми та розмірів для вимірювальної апаратури і експериментальних цілей. Загальна кількість шарів із графітових брусків склала шістдесят два.

У 1947 році на цьому реакторі вдалось одержати перші дози плутонію, який не зустрічається у природі та є, подібно до урану, ядерним пальним, до того ж у кількостях, достатніх для вивчення основних фізичних характеристик його ядра. Перший в СРСР промисловий ядерний реактор для одержання плутонію був запущений Курчатовим у червні 1948 року.

У середині 40-х років ХХ століття у ЛосАламоській науковій лабораторії (США) було поставлене завдання створення дослідного швидкого реактора з плутонієвим паливом, який демонстрував би можливість виробництва електроенергії. Цей реактор під назвою «Клементина» мав об’єм активної зони, що складалась із металевого плутонію, 2,5 л і охолоджувалась ртуттю. Збірка реактора розпочалась у 1946 р., критичність була досягнута у листопаді 1946 р. Енергетичний пуск відбувся у березні 1949 р. Реактор працював на потужності 25 кВт (тепл.).

У рамках Манхеттенського проекту (секретного плану створення американської атомної бомби) вся робота з розділення ізотопів урану була доручена лабораторії відомого американського фізика Е. Лоуренса. У своїй доповіді уряду США в липні 1941 р. Лоуренс писав: «Відкрилась нова надзвичайно важлива можливість для використання ланцюгової реакції з нерозділеними ізотопами [урану]. Очевидно, якби ланцюгова реакція була здійснена, можна було б вести її... протягом деякого часу спеціально для виробництва елемента з атомним номером 94 [плутонію]... Якби були в розпорядженні... великі кількості цього елемента, то, ймовірно, можна було б здійснити ланцюгову реакцію на швидких нейтронах. У такій реакції енергія вивільнювалась би із швидкістю вибуху, і відповідна система могла б бути охарактеризована... як “зверхбомба”».

Мал. 17.3. Схема теплопередачі в реакторі EBR: 1 – пульт управління; 2 – захисний екран; 3 – активна зона реактора; 4 – теплообмінник; 5 – приймальний бак; 6 – електромагнітний насос; 7 – живильний резервуар; 8 – турбогенератор; 9 – паровий котел

Реактор «Клементина» був першим реактором на швидких нейтронах, а також першим, в якому як паливо використовувався плутоній-239. Активна зона у вигляді циліндру висотою 15 см та діаметром 15 см складалась із вертикальних паливних стрижнів у стальній оболонці. Уповільнювач, звичайно, був відсутній. Відбивачем служили металевий уран і сталь. Ртутний теплоносій мав дуже малий переріз захоплення повільних нейтронів. Керування реактором здійснювалось за допомогою стрижнів, що вилучали деяку кількість урану із відбивача, оскільки бор чи кадмій, які використовуються у реакторах на теплових нейтронах, непридатні для реакторів на швидких нейтронах.

В Аргоннській національній лабораторії (США) незалежно від описаних досліджень проводились роботи зі створення експериментального реактора-розмножувача EBR-1 на швидких нейтронах. Головною метою цього проекту була перевірка концепції атомної електростанції з реактором на швидких нейтронах як енергетичного блоку. До створення реактора приступили з початку 1951 р., а критичність була досягнута у серпні 1951 р. У грудні 1951 р. вперше за рахунок ядерної енергії був одержаний електричний струм при потужності реактора 200 кВт (ел.). Паливні елементи реактора являли собою трубки із нержавіючої сталі, що містили високозбагачений металевий уран, охолодження активної зони здійснювалось прокачуванням через неї сплаву натрію і калію (мал. 17.3). Відбивач складався із двох частин: декількох стрижнів природного металевого урану, оточуючих активну зону, і декількох клиноподібних блоків із того ж матеріалу. Керування реактором здійснювалось введенням стрижнів металевого урану в зовнішній відбивач і виведенням їх із нього.

Реактор одночасно виробляв енергію, яка виділялась при поділі під дією швидких нейтронів, і відтворював матеріал, який ділився. Точно кажучи, реактор-розмножувач повинен використовувати той самий подільний матеріал, який у ньому виробляється, наприклад плутоній-239 у реакторах з ураном-238 як сировиною для виробництва вторинного паливного матеріалу (плутонію). Однак у даний час як подільний матеріал у багатьох реакторах на швидких нейтронах використовують уран-235. У реакторах на швидких нейтронах теплоносій не повинен містити елементів з малим масовим числом, оскільки вони будуть уповільнювати нейтрони. Інтенсивне відведення тепла з активної зони малого розміру вимагає теплоносія з винятково високими тепловідвідними властивостями. Лише одна речовина – рідкий натрій – задовольняє цим умовам.

Аналіз паливних матеріалів відбивача реактору EBR-1 після його роботи протягом деякого часу показав, що досягнутий коефіцієнт відтворення, тобто відношення кількості одержаного плутонію-239 до кількості витраченого урану-235, дещо перевищує 100%. Оскільки умови в реакторі не були ідеальними, то порахували, що відтворення плутонію-239 має бути практично вигідним. Це було підтверджено у Великобританії експериментами у реакторі на швидких нейтронах дуже малої потужності (2 Вт), в якому паливом служив плутоній-239. Було виявлено, що на кожне розділене ядро плутонію приходиться приблизно два новоутворених. Таким чином, виграш при відтворенні одержується досить значним. У кінцевому рахунку таким реакторам має належати головна роль у програмі розвитку ядерної енергетики.