Основные принципы работы ядерного реактора Классификация ядерных реакторов Реакторы на быстрых нейтронах Реакторы на тепловых нейтронах реактивностные аварии. Аварии с потерей теплоносителя

Реакторы транспортных двигательных установок.

Реакторы транспортных двигательных установок, которые нашли сегодня применение – это, конечно, судовые реакторы. Сначала это были реакторы для военных целей, т.е. реакторы атомных подводных лодок и реакторы боевых надводных кораблей, ну а дальше были построены атомные ледоколы, лифтеровозы и т.д. Здесь, если говорить о гражданском использовании, атомная энергетика, в принципе, конкурентоспособна с энергетикой на органическом топливе, как доказал опыт использования ледоколов. Я думаю, что для дальних перевозок могут успешно использоваться и нефтевозы и газовозы - все пока упирается в обеспечение безопасности и надежности.

Конечно, температурный потенциал должен быть достаточно большим, чтобы турбина хорошо работала, с достаточно высоким к.п.д. И для судовых реакторов очень важна компактность, для того, чтобы доля ядерной установки в водоизмещении корабля не была бы слишком большой. Дело в том, что ядерная установка требует тяжелой защиты от излучения – вот это главное. Поэтому в судовых реакторах применяются по возможности более дорогие материалы для того, чтобы получить нужный тактический или экономический показатель судна.

Вопрос – на атомном ледоколе «Ленин» была какая-то авария и его вроде бы даже затопили? В связи с чем случилась авария?

Ледокол «Ленин» - да, на нем был вырезан реакторный отсек, его законсервировали, и затопили. Причин аварии точно не знаю, не интересовался.

1.7. Реакторы космических летательных аппаратов.

Реакторы космических летательных аппаратов используются в двух направлениях: как двигательные установки, и как источники бортового питания. Понятно, что требования здесь должны быть самые жесткие как по компактности, потому что ракетоноситель имеет ограниченные возможности, так и по температуре теплоносителя, тут она должна быть максимально высокая (дальше мы выясним, почему).

 Если говорить о двигательных установках, то это могут быть ядерные ракетные двигатели, где реактор, например, замещает камеру сгорания какого-то ракетного двигателя. Т.е. если в ракетном двигателе на химическом топливе тепло выделяется при сгорании (то ли с воздухом, то ли с каким-то окислителем топлива) и струя газа дает реактивную силу, то в ядерном реакторе рабочее тело уже не сгорает. Наиболее выгодно здесь использовать водород, а ядерный реактор используется в этом случае просто как источник тепла, разогревая водород до 20000. Прототипы таких ядерных ракетных двигателей были разработаны и испытаны в соответствующих бункерах под землей - и в США и в Советском Союзе. Т.е. такая технология была освоена. Если речь идет о разгонных блоках ракет, здесь, естественно, должны быть большие мощности.

При использовании реакторов космических летательных аппаратов в качестве бортовых источников электропитания применялось два способа преобразования тепловой энергии в электрическую. Первый способ – с помощью термоэлектрических батарей. В физике известно такое явление: если соединить некоторые материалы и потом нагреть соединение этих материалов, то возникает разность потенциалов. Соединения таких металлов называются термоэлементами (самый простейший – термопара). Таким образом, если пропускать через термоэлемент тепло, то возникает разность потенциалов и, коммутируя эти материалы, можно сделать батарею и т.д. Такие полупроводниковые преобразователи были сделаны и в США (у них летал в космосе такой реактор), и у нас, в Советском Союзе. В ССР было выпущено 35 спутников серии «Космос» с реакторами с полупроводниковыми преобразователями (эти установки назывались «Бук»), с электрической мощностью порядка 3 кВт, что для связи, в общем, было достаточно. Эти спутники были запущены и успешно летали в космосе. Были, конечно, и свои проблемы, из-за потери ориентации был неудачный сход с орбиты, один такой реактор упал на территорию Канады, после этого СССР заплатил неустойку – 6 млн. $ за загрязнение окружающей среды, за поисковые работы и т.д. После этого были внесены изменения в конструкцию: чтобы распыление производилось на определенной высоте в космосе и т.д. Но, тем не менее, после рассмотрения на разных Международных форумах, была высказана рекомендация все-таки воздержаться от вывода в космос ядерных реакторов. Это не было запретом, но, тем не менее,  сейчас ядерные реакторы в космосе не летают.

Это один способ преобразования тепловой энергии в электрическую, а второй способ заключается в прямом преобразовании электроэнергии. Принцип работы здесь аналогичен принципу работы электронной лампы, а именно: если какое-то тело нагрето до высокой температуры так, что оно светится, т.е. с него идет поток электронов (это тело называется катодом), а с другой стороны есть элемент (анод), который собирает электроны, то если замкнуть эту цепь - возникает электрический ток. Так вот, в этих реакторах катодом был твэл (тепловыделяющий элемент), с молибденовой или вольфрамовой оболочкой, которая разогревалась до температуры 2000 – 25000 С, в зазоре находилась плазма цезия (это неважно), а с другой стороны – твэлы охлаждались жидким металлом и возникал ток, подобные элементы коммутировались и получалась установка с мощностью около 10 кВт. Такие установки были созданы в Советском Союзе и летали в космосе. Но сейчас эти установки не используются. В этой технологии Советский Союз сильно опередил США, они купили эту технологию, но тоже в космос спутников с такими реакторами не запускали.

Вопрос – эта технология по проценту выхода выше или ниже?

Выше. Здесь был получен коэффициент полезного действия преобразования тепловой энергии в электрическую около 10 %, а на АЭС где-то около 5 %, т.е. на полупроводниковых преобразователях был получен самый высокий к.п.д. У АЭС к.п.д. намного ниже.

Вопрос – у батарей какой к.п.д.?

У полупроводниковых батарей около 5 % (3 – 5), а у батарей прямого преобразования термоэмиссионных, с эмиссией электронов – около 10 %.

1.8. Исследовательский реактор

Здесь следует сказать, что нейтроны являются важным инструментом изучения фундаментальных свойств твердого тела, структуры материалов. Это одно направление использования исследовательских реакторов. С другой стороны – в исследовательских реакторах ведется наработка радиоактивных изотопов для промышленности, для медицины. На нейтронных пучках в Обнинске, сотрудниками Физико-энергетического института и института медицинской радиологии проводится лечение больных, очень успешно по сравнению с другими методами. В таких реакторах исследуют поведение конструкционных материалов в реальных условиях температур, нейтронного потока излучения. Эти исследования необходимы потому, что свойства материалов в реакторе меняются, и если не знать, как ведет себя материал в поле нейтронного излучения, то построить реактор, конечно, можно, но вряд ли этот реактор долго проработает. Уже в ходе эксплуатации было выяснено (осознано это было потом), что, например, конструкционные стали одних типов, одной структуры охрупчиваются, т.е. теряют пластичность. Вот, вы, наверное, знаете, что на ВВЭР периодически стали проводить отжиги радиационных дефектов. Почему? Потому что корпус реактора – это самый ответственный элемент реактора, если сталь в состоянии поставки, она пластичная, и на деформацию отвечает упругостью, т.е. ничего плохого не происходит. А вот если сталь станет хрупкой, как стекло, потеряет пластичность, то может произойти хрупкое разрушение с очень тяжелыми последствиями. Вот и при длительном облучении нейтронами происходит постепенная потеря пластичности. Поэтому была разработана технология, по которой после выгрузки топлива внутрь корпуса составляется электропечь, разогревается до температуры, которая выше, чем температура эксплуатации корпуса - тогда происходят обратные процессы релаксации этих радиационных дефектов, восстанавливается кристаллическая решетка твердого тела, восстанавливаются свойства стали, которые были первоначально. А для других марок стали обнаружено сильное распухание, т.е. изменение объема. В аустенитных сталях при высоких температурах толщина оболочки (кожуха) ТВС может увеличиваться до 30 %, из-за этого явления на быстрых реакторах (БН-350, 600) были обнаружены застревания при выгрузке. Поэтому надо было разобраться в происходящих процессах, найти предел безопасной эксплуатации и определить, какие марки стали или методы обработки наиболее успешно можно использовать. Вот все эти вопросы изучаются на этих исследовательских реакторах.

Наконец, вы видите, что существует большое многообразие типов реакторов, у каждого из них своя конструкция тепловыделяющего элемента, и испытать на ресурс тепловыделяющий элемент во вне реакторных условий практически невозможно. На тепловом стенде, теплогидравлическом, вы создаете какие-то одни условия эксплуатации, коррозионную среду, которая там есть, температуру, давление и т.д. Но без нейтронов это будут не комплексные исследования, вы не получите представительных результатов. Поэтому во многих ведущих ядерных странах были построены специальные исследовательские реакторы, их уже скорее можно назвать испытательные реакторы, где за счет нейтронов, получаемых в активной зоне, облучается экспериментальный канал, экспериментальная сборка какого-то будущего энергетического или специального реактора. Т.е. нейтронами он подпитывается извне, за счет работы реактора, который работает на сравнительно холодной воде, в простых условиях, где ничего не происходит, но в самом канале создается и высокая температура и нужное давление, и коррозионная среда, и, самое главное, фактор радиационного воздействия, т.е. поток нейтронов и так называемый флюенс, т.е. интегральная доза нейтронов или, другими словами, выгорание. Таким образом, если вы сможете провести испытания образцов тепловыделяющих элементов в таком испытательном реакторе заданное время, с нужным выгоранием, с нужным облучением, с температурой - то тогда вы можете судить – работоспособна конструкция или нет. Без этих испытаний строить реактор – чревато большими экономическими потерями т.к. без испытаний конструкция активной зоны, топливной сборки считается недоработанной. Вот это входит в задачу исследовательских реакторов. Т.е. они, как правило, имеют охлаждение обычной водой, с невысокой температурой, зато оснащены большим количеством экспериментальных устройств - каналов, с совершенно автономными контурами охлаждения, может быть, и с натриевой петлей, и с другими – газовой, высокотемпературной и т.д. Вот значение исследовательских реакторов.

Вопрос – вы говорили, у ВВЭР отжигают форму. Когда это делают? 

Сегодня существуют определенные требования, которые определяются флюенсом, т.е. интегральной дозой быстрых нейтронов на корпус реактора. Поскольку на корпус реактора постоянно действует нейтронный поток, в нем накапливаются радиационные дефекты за счет того, что атомы в кристаллической решетке смещаются от своих нормальных положений, в которых они находятся в необлученном материале. Смещенные атомы где-то застревают в узлах кристаллической решетки, из-за этого как раз происходит потеря пластичности. Сегодня имеется большое количество экспериментальных данных, позволяющих судить о том, когда нужно проводить отжиг радиационных дефектов. Если интегральный поток быстрых нейтронов достигает, например, 1021 нейтр./см2, то нужно проводить отжиг радиационных дефектов. Т.е. выгружать топливо, всю внутреннюю конструкцию и прогревать корпус до температуры 4000 С (если в нормальном режиме работы 3000 С), тогда корпус восстанавливается.

Вопрос – а это уже проводилось?

Было, на многих станциях.

Вопрос – а раз в сколько лет делают это?

Это зависит от режима эксплуатации, я не знаю точно, думаю, один раз в 10 –15 лет, примерно такого порядка. Проведение отжига зависит от многих причин. Например, в более поздних проектах стали ставить более мощную защиту от нейтронов – между активной зоной и корпусом, которая уменьшает поток нейтронов, падающих на корпус, это уменьшает радиационное повреждение корпуса. Проведение отжига зависит от схем перегрузки топлива. Например, если, у вас есть зоны нескольких обогащений, то в одном случае вы свежее топливо подгружаете, допустим, на периферию, и там получается максимальная мощность и максимальный поток – поэтому  корпус быстрее охрупчивается. Другой вариант, когда вы свежее топливо, наоборот, помещаете в центр зоны и идете к периферии. На периферии всегда находятся уже выгоревшие сборки, это уменьшает количество дефектов может на 20-30 % и соответственно на несколько лет отодвигает проведение отжига. Т.е. существует много факторов, которые влияют на проведение отжига. За этим процессом ведется очень строгий мониторинг, например, в подводных лодках просто из корпуса реактора вырезали образцы для исследования.

Аварии на Три Майл-Айленд ( ТМА 1979 г.) и в Чернобыле (1986 г.) по-казали, насколько серьезными могут быть эти угрозы. Именно после этих ава-рий вопросы безопасности при проектировании, строительстве и эксплуата-ции АЭС стали жизненно важными для атомной энергетики и именно они обусловили научно-технический прогресс в ядерной энергетике и технологии за последние 20 лет.
Основы физики и динамики ядерных реакторов лекции