Г. А. БАТЬ, А. С. КОЧЕНОВ, Л. П. КАБАНОВ
ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЕ
ЯДЕРНЫЕ
РЕАКТОРЫ
Допущено Министерством высшего
и среднего, специального образования СССР
в качестве учебного пособия для студентов
высших технических учебных заведений
МОСКВА АТОМИЗДАТ 1972
УДК 621.039.573(075.8)
Бать Г. А., Коченов А. С., Кабанов Л. П.
Исследовательские ядерные реакторы. Учебное пособие для
вузов. М., Атомиздат, 1972.
В книге исследовательские ядерные реакторы рассмат-
риваются как специфический обширный класс ядерных уста-
новок. Впервые систематизированно излагаются история
создания и развития исследовательских реакторов, особен-
ности их физики и техники, физические основы проектиро-
вания, конструкции и технологические системы, а также об-
суждаются тенденции дальнейшего развития исследователь-
ских ядерных реакторов.
Рисунков 78, таблиц 25, библиография — 29 названий.
3—3—15
5—72
*
Бать Георгий Абрамович, Коченов Александр Сергеевич, Кабанов Леонид Павлович
ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЕ ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ
Редактор Г. В. Чернышова	Художественный редактор А. С. Александров
Переплет художника В. В. Кулешова	Технический редактор С. А. Бирюкова
Корректоры О. В. Буй, Н. А. Смирнова
Сдано в набор 28.X. 197 1 г. Подписано к печати 21 .VI. 1 972 г. Т-09876 Формат 60X90/ie
Бумага типографская № 2 Усл. печ. л. 17,0 Уч.-изд. л. 17,52 Тираж 2 000 экз.
Зак. изд. 1 156	Зак. тип. 629	Цена 82 коп.
Атомиздат, 103031, Москва, К-31, ул. Жданова, 5/7.
Московская типография № 4 Главполиграфпрома
Комитета по печати при Совете Министров СССР
Б. Переяславская 46.
ОГЛАВЛЕНИЕ
Предисловие.................................................. 5
Глава 1. Общие сведения
§1.1.	История развития исследовательских	реакторов	....	7
§ 1.2.	Области применения............................... 14
§ 1.3.	Классификация.................................... 20
Литература .................................................. 25
Глава 2. Физические особенности
§ 2.1.	Некоторые особенности исследовательского	реактора	.	.	26
§ 2.2.	Реактор как источник нейтронов................... 29
§ 2.3.	Предельное отношение потока тепловых нейтронов к мощ-
ности реактора.......................................... 32
§ 2.4.	Получение интенсивных потоков тепловых нейтронов в ак-
тивной зоне................................................. 34
§ 2.5.	Влияние классификационных признаков реактора на выбор
материалов и конструкцию.................................... 39
§ 2.6.	Потоки тепловых нейтронов в отражателе................ 43
§ 2.7.	Потоки тепловых нейтронов в ловушке................... 51
§ 2.8.	Некоторые физические особенности реактора с ловушкой .	56
§ 2.9.	Глубина выгорания топлива............................. 64
§ 2.10.	Некоторые закономерности, обусловленные уровнем пото-
ка ......................................................... 68
§ 2.11.	Теория пульсирующего реактора ....................... 69
Литература................................................... 77
Глава 3. Физические основы проектирования
§ 3.1.	Удельные мощности..................................... 78
§ 3.2.	Максимальная удельная мощность........................ 80
§ 3.3.	Оценка мощности петлевого канала...................... 83
§ 3.4.	Регулирование мощности и спектра нейтронов в петлевом
канале...................................................... 88
§ 3.5.	Влияние облучаемых образцов на поток тепловых нейтронов
в ловушке................................................... 89
§ 3.6.	Пучки нейтронов с заданными	свойствами................ 90
§ 3.7.	Уменьшение потока тепловых нейтронов, вызываемое по-
лыми каналами в отражателе.................................. 92
§ 3.8.	Особенности защиты от излучения....................... 98
§ 3.9.	Тепловая колонна......................................100
§ 3.10.	Реакторный осциллятор................................102
Литература...................................................103
Глава 4. Особенности теплообмена и гидродинамики
§4.1.	Параметры теплоотвода и конструкции твэлов.............104
§ 4.2.	Определение условий теплообмена и критических тепловых
нагрузок....................................................111
3
§ 4.3.	Определение максимальных температур в твэлах . .	. . 116
§ 4.4.	Термические напряжения в твэлах........................ 126
§ 4.5.	Потеря устойчивости пластинчатых твэлов при большой
скорости	теплоносителя............................ 123>
§ 4.6.	Коррозия	оболочек	твэлов и теплопередача..............126
§ 4.7.	Особенности теплообмена и гидродинамики погружных
реакторов................................................ 129*
Литература.................................................... 131
Глава 5. Физика некоторых исследовательских реакторов
§	5.1.	Высокопоточные реакторы..........132
§	5.2.	Петлевые	реакторы.150
§	5.3.	Серийные	реакторы...............................157
§	5.4.	Реакторы	с нестационарным потоком...............165
Литература.................................................... 181
Глава 6. Конструкция и технологические системы
§ 6.1.	Основные типы конструкций...............................182
§ 6.2.	Технологические схемы...................................185
§ 6.3.	Водный режим............................................194
§ 6.4.	О системах управления и защиты...................197
§ 6.5.	Устройство некоторых реакторов..........................199
Литература.....................................................209
Глава 7. Экспериментальные устройства петлевых и материало-
ведческих реакторов
§ 7.1.	Общие соображения о петлевых установках.................210
§ 7.2.	Петлевые каналы реактора МР.............................215
§ 7.3.	Петлевые установки реактора МР..........................216
§ 7.4.	Взаимодействие петлевых каналов с активной зоной реак-
тора МР....................................................223
§ 7.5.	Ампульные устройства....................................226
Литература.....................................................228
Глава 8. Тенденции развития исследовательских реакторов
§ 8.1.	Рост потока нейтронов............................229
§ 8.2.	Предельно достижимые потоки.............................234
§ 8.3.	Мощные источники нейтронов, конкурирующие с реакто-
рами	............................................242
§ 8.4.	Некоторые инженерные аспекты создания исследователь-
ских	реакторов.......................................254
§ 8.5.	Об экономике	исследовательских реакторов................264
Литература.....................................................272
ПРЕДИСЛОВИЕ
В наши дни исследовательские ядерные реакторы являются ос-
новными источниками интенсивных потоков нейтронов — точно так
же, как ускорители заряженных частиц являются источниками
быстрых электронов и протонов.
Общее число исследовательских реакторов в мире приблизилось
к четыремстам и продолжает увеличиваться; они играют важную
роль во многих фундаментальных отраслях науки и еще большую —
в развитии ядерной техники г наконец, на проектирование, сооруже-
ние и эксплуатацию исследовательских реакторов ежегодно рас-
ходуются миллионы рублей. Тем не менее, если не считать немногих
изданий справочного характера, не существует книг—монографий
или учебников, в которых специально излагались бы физика и тех-
ника этих реакторов.
Исследовательские реакторы отличаются от других, например,
мощных энергетических, очень существенно. Поэтому — хорошо это
или плохо, нравится нам это или нет — происходит специализация
инженеров по типам реакторов, и получивший соответствующую под-
готовку молодой специалист имеет некоторую временную (и вре-
менную) фору. Точно так же уже сложившийся реакторщик-энер-
гетик должен затратить немало времени и усилий, чтобы детально
разобраться в проблемах исследовательских реакторов.
Несколько лет назад было решено ввести на теплоэнергетическом
факультете Московского энергетического института лекционный
курс, легший в основу этой книги. Курс является профилирующим
и читается студентам последнего года обучения, уже знакомым со
всеми общими вопросами физики и техники реакторов. Его читает
А. С. Коченов, который написал первые три главы пособия. Главы
5 и 8 написал Г. А. Бать; он же занимался увязкой курса «Исследо-
вательские ядерные реакторы» с другими курсами и общим редакти-
рованием. Остальные главы (4, 6 и 7) подготовлены совместными
усилиями всех трех авторов.
Двое из авторов являются учениками и сотрудниками профессо-
ра С. М. Фейнберга по Институту атомной энергии им. И. В. Кур-
чатова. Идеи С. М. Фейнберга оказали огромное влияние на выбор
путей развития реакторостроения в Советском Союзе, и, естествен-
но, эти идеи, реализованные и нереализованные, высказанные устно
5
и содержащиеся в многочисленных работах, широко используются
в книге.
Большая роль в создании книги принадлежит профессору ка-
федры Атомных электростанций МЭИ Т. X. Маргуловой — она бы-
ла инициатором этой работы и служила для авторов примером энер-
гии и оптимизма.
Учебные пособия не снабжаются подробной системой ссылок
на литературные источники, а они использовались вплоть до заимст-
вования довольно обширных кусков: если оригинальные сообще-
ния нам нравились и подходили по объему, мы считали неразумным
искусственно уходить от имеющегося текста. Это вызывает в нас
чувство неловкости. Чтобы избавиться от него хотя бы частично,
мы должны были бы выразить признательность десяткам своих кол-
лег и упомянуть авторов множества различных публикаций. Их
'перечисление заняло бы слишком много места, и все равно список
оказался бы неполным. Однако мы благодарим В. А. Давиденко,
К. А. Коноплева, Н. И. Лалетина, В. И. Орехова и Ю. В. Петро-
ва. Скудные ссылки не дают также полного представления о том,
в каких масштабах мы пользовались трудами В. В. Гончарова,
В. И. Мостового, Ю. Г. Николаева, В. В. Орлова, Е. П. Рязанце-
ва, В. А. Цыканова, В. Н. Чернышевича, Я. В. Шевелева и ряда
иностранных ученых.
А. И. Милаев дал ряд полезных советов по содержанию главы 6.
Огромную пользу книге принесли рецензии А. Я. Крамерова
и кафедры, возглавляемой профессором Л. Н. Юровой (МИФИ).
Мы с благодарностью примем все критические замечания, и если
не сумеем воспользоваться ими в книге, они улучшат наше понима-
ние дела и помогут совершенствовать лекционный курс.
ГЛАВА 1
ОБЩИЕ СВЕДЕНИЯ
§ 1.1. ИСТОРИЯ РАЗВИТИЯ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ РЕАКТОРОВ
Первый в мире реактор (Chicago Pile-1, СР-1) был построен в
1942 г. К этому времени обогащение урана еще не было поставлено
на промышленную основу, и в качестве реакторного топлива можно
было использовать лишь природную смесь изотопов 238U и 235U.
Тяжелая вода также была веществом экзотическим и чрезвычайно
дефицитным. По существу выбора не было: СР-1 мог быть сооружен
только из природного урана и ядерно-чисто го графита.
Первый реактор не был снабжен системой принудительного ох-
лаждения, его мощность составляла всего ~200 вт, а средний по
активной зоне поток тепловых нейтронов ~ 107 нейтрон!(см2 • сек).
Сегодня такие параметры кажутся более чем скромными. И тем не
менее это был мощный, принципиально новый и чрезвычайно пер-
спективный источник нейтронов, открывший путь для осуществления
многих физических экспериментов.
Пуск СР-1 доказал возможность осуществления цепной реакции
в системе природный уран + графит. Поэтому его можно считать
критической сборкой. Он послужил физической моделью будущих
мощных реакторов для переработки 238U в 239Ри, поэтому его можно
считать экспериментальным реактором или прототипом. Наконец,
он использовался в качестве источника нейтронов для проведения
различных физических исследований и содержал семь каналов,
предназначенных для облучения фольг. Поэтому его можно считать
исследовательским реактором.
Комиссия по атомной энергии США отнесла СР-1 и последовав-
шие за ним реакторы к разряду исследовательских.
В небольшом параграфе трудно проследить тридцатилетнюю ис-
торию развития исследовательских реакторов во всех деталях, по-
этому мы остановимся только на основных этапах. Они отмечены
сооружением реакторов, перечисленных в табл. 1.1.
Первый реактор представлял собой штабель (отсюда термин
pile) из блоков урана и графитовых призм. Увеличение мощности
последующих реакторов (и особенно мощности, приходящейся на
единицу веса топлива) потребовало создания специальной системы
охлаждения урановых блоков (тепловыделяющих элементов — твэ-
лов). Впервые принудительный теплоотвод был реализован в реак-
торе Х-10. Прокачка воздуха позволила довести его мощность до
7
Некоторые исследовательские реакторы
Таблица 1.1
Реактор	Год пуска	Топливо	л Замедлитель	Мощность, кет	Поток нейтронов, нейтрон/ см 2 • сек	Примечание
CP-1 (Chicago Pile-1)	1942	Природный уран, 5,6 т металла, 32,9 т UO2, 3,7 т U3O8	Графит, 266 т	0,2	ю7*	Первый реактор
X-ю	1943	Природный уран, 47,63 т	Графит	3800	5-Ю11*	Первый реактор с систе- мой охлаждения
CP-3 (Chicago Pile-3)	1944	Природный уран, 3 т	Тяжелая вода, 6,5 т	300	5-Ю11*	Первый реактор с тяже- л сводным замедлите- лем
HYPO (High Power)	1944	UO2SO4, обогащение 14%, 0,8 кг 235U	Обычная вода	6	1011*	Первый реактор с обога- щенным ураном; пер- вый гомогенный реак- тор
Физический	1946	Природный уран, 45 т	Графит	В импульсе до 4000	5.10й*	Первый советский реак- тор
CP-3' (Chicago Pile-3')	1950	Обогащенный уран (—90%), 42 кг 235U	Тяжелая вода	300	2-Ю12*	Первый гетерогенный реактор с обогащен- ным ураном
BSR (Bulk Shielding Reactor)	1950	Обогащенный уран (20%), 3,6 кг 23SU		Обычная	вода
MTR (Materials Testig Reactor)	1952	Обогащенный 2,98 кг 235U	ура::,	»	»
РФТ (реактор физико- технический)	1952	Обогащенный 5,5 кг 235U	уран,	Обычная графит	вода и
ИБР (импульсный быстрый реактор)	1960	Плутоний		Нет	
ИГР (импульсный гра- фитовый реактор)	—	Обогащенный (90%), 7,46	уран кг 235U	Графит	
СМ-2 (сверхмощный)	1961	Обогащенный уран (90%), — 18 кг 235U		Обычная	вода
* Средний поток тепловых нейтронов в активной зоне.
♦♦ Максимальный поток тепловых нейтронов в реакторе.
100	2-Ю12**	Первый бассейновый ре- актор
30-10s	5-10i4**	Первый материаловедче- ский реактор
10-103	8-Ю13**	Первый петлевой реак- тор канальной конст- рукции
1 —средняя, 8-103—мак- симальная в импульсе	9-1013** в момент импульса	Первый пульсирующий реактор, первый реак- тор на быстрых нейт- ронах
—	1018“	Первый мощный им- пульсный реактор
50-103	3-1015**	Первый реактор для производства транс- плутониевых изотопов
3800 кет, а средний поток тепловых нейтронов — до 5 • 1011 нейт-
рон/(см2 • сек).
Использование в качестве замедлителя тяжелой воды, обладаю-
щей минимальным сечением поглощения нейтронов, позволило сде-
лать следующий важный шаг — уменьшить загрузку естественного
урана до т и увеличить отношение потока тепловых нейтронов
к мощности приблизительно в 15 раз по сравнению с уран-графито-
выми реакторами.
После того как было налажено разделение изотопов урана(1944г.),
начался новый этап в реакторостроении. В частности, использова-
ние обогащенного урана дало возможность применить в качестве
замедлителя обычную воду, что позволило резко сократить размеры
активных зон и сделать реакторы гораздо компактнее. Критическая
загрузка высокообогащенного урана может быть меньше 1 кг (это
зависит от замедлителя, отражателя и конструкции активной зоны),
а отношение потока тепловых нейтронов к мощности может быть в 20
и более раз выше, чем в тяжеловодных реакторах с природным
ураном.
Обогащенный уран, позволил использовать также конструкцион-
ные материалы с довольно большим сечением поглощения нейтро-
нов. Кроме того, появилась возможность создавать реакторы на
быстрых нейтронах.
В 1946 г. в Институте атомной энергии им. И. В. Курчатова был
введен в действие первый советский реактор (это был и первый реак-
тор в Европе).
Не следует забывать, что в Советском Союзе все работы в области
атомной энергии долгие годы развивались независимо от аналогич-
ных исследований на Западе. Детально сравнить результаты изу-
чения проблем реакторостроения стало возможным лишь на Первой
женевской конференции по мирному использованию атомной энер-
гии (1955 г.). Они оказались вполне идентичными — это и не удиви-
тельно в области точных наук. Однако близкими были и методы —
теоретические и экспериментальные, которые предложили две со-
вершенно не связанные между собой группы ученых.
В первом советском реакторе в качестве топлива использовался
естественный уран, преимущественно в виде металлических блоков
диаметром 30—40 мм, и небольшое количество брикетов из окиси
урана (на периферии активной зоны). Замедлителем и отражателем
служил графит. Форма активной зоны была близка к сферической
(радиусом 3 м). Непрерывный отвод выделяющейся энергии не пре-
дусматривался. Однако за счет большой теплоемкости системы уда-
валось кратковременно поднимать мощность до нескольких тысяч
киловатт. При таких больших мощностях было обнаружено явление
саморегулирования реактора: после извлечения поглощающего
стержня мощность увеличивалась до некоторого предела, а затем
начинала падать (рис. 1.1). Это происходило вследствие того, что
по мере нагревания урана, а затем и графита эффективный коэффи-
циент размножения нейтронов уменьшался и в какой-то момент ста-
10
Рис. 1.1. Самогашение импульса
мощности после резкого увеличения
реактивности.
новился меньше единицы. Таким образом, реактор оказывался
взрывобезопасным.
Реактор позволил осуществить более тщательный контроль чис-
тоты и качества материалов (в первую очередь графита). Это сыграло
существенную роль при сооружении последующих, более совершен-
ных реакторов. На реакторе впервые в Советском Союзе были полу-
чены в заметных количествах искусственные изотопы. В дальнейшем
ими снабжались другие отрасли
науки и Техники.
Опыт, полученный на первом
советском реакторе, и проведен-
ные на нем исследования позво-
лили перейти к проектированию
и постройке других ядерных
реакторов.
Первый мощный ядерный ре-
актор (BGRR— Брукхейвенский
графитовый исследовательский
реактор), предназначенный спе-
циально для осуществления об-
ширного плана исследований,
был построен в 1950 г. Он проек-
тировался для обслуживания
большого числа институтов севе-
ровосточной части США и, сле-
довательно, должен был исполь-
зоваться для одновременного проведения многих эксперимен-
тов. Конструкция реактора была обусловлена стремлением ис-
пользовать доступные материалы (чистый графит и естественный
металлический уран). Задача проекта состояла в получении макси-
мального потока тепловых нейтронов —5 •. 1012 нейтрон!(см2-сек),
а для этого требовалась (при выбранной конструкции) мощность
~30 ООО кет. Экспериментальные устройства включали 30 горизон-
тальных каналов сечением 100 см2, пневмопочту для быстрой пере-
сылки облучавшихся в течение короткого времени образцов к «го-,
рячим» лабораториям, туннель квадратного сечения (61 X 61 см)
для облучения подопытных животных и т. д. На реакторе произво-
дились радиоактивные изотопы и кобальтовые источники. ||
Следующий шаг в развитии исследовательских реакторов был
сделан в 1952 г. К этому времени в различных странах начинают раз-
рабатывать проекты атомных электростанций. В связи с этим воз-
никает необходимость детального изучения радиационной стойкости
различных материалов и прежде всего топливных композиций. Поч-
ти одновременно начали работать американский реактор для испы-
тания материалов (MTR) и советский реактор для физических и тех-
нических исследований (РФТ). Это были первые реакторы, предназ-
наченные не только для физических, но и для материаловедческих
исследований.
11
В реакторе MTR топливом служил обогащенный уран, замедли-
телем и теплоносителем — обычная вода, а отражателем — берил-
лий. Мощность реактора равнялась 30 000 кет, средний поток теп-
ловых нейтронов в активной зоне составлял 2-1014 нейтрон!(см2 • сек),
а максимальное значение потока в отражателе 5- нейтрон! (см2 х
Хсек). Реактор предназначался для изучения свойств конструкци-
онных материалов в полях нейтронного и у-излучений, проведения
физических исследований и производства радиоактивных изотопов.
В реакторе имелись каналы для исследования твэлов.
Реактор РФТ имел мощность 10 000 кет, а максимальный поток
тепловых нейтронов в активной зоне — 8- 1б13 нейтрон!(см2 • сек).
В качестве топлива использовался обогащенный уран, в качестве
замедлителя — графит и вода. Физические исследования выполня-
лись на нейтронных пучках. Пять каналов большого диаметра имели
автономные циркуляционные контуры и предназначались для ис-
следования рабочих каналов энергетических ядерных реакторов.
Каналы меньшего диаметра предназначались для исследования опыт-
ных образцов и твэлов в условиях облучения. Интересно отметить,
что сначала предполагалось использовать РФТ для получения ин-
тенсивных нейтронных пучков, облучения различных материалов
и небольших образцов твэлов будущих энергетических реакторов
(т. е. так же, как MTR). Был разработан проект реактора мощностью
10 000 кет с водяным замедлителем и теплоносителем с максималь-
ным потоком тепловых нейтронов 2 • 1014 нейтрон!(см2 • сек). Однако
в связи с развитием работ по проектированию энергетических реак-
торов возникла необходимость предусмотреть в проектируемом
реакторе исследования не только одиночных твэлов, но и тепловыде-
ляющих сборок (ТВС) будущих энергетических реакторов с водя-
ным, жидкометаллическим и газовым охлаждением. Для этого были
созданы каналы, оборудованные автономными циркуляционными
контурами, которые в дальнейшем получили название петель. Эти
каналы было трудно разместить в объеме маленького реактора
с водяным замедлителем. Поэтому было признано целесообразным
использовать графитовый замедлитель, что привело к увеличению
размера активной зоны. В реакторе РФТ на одной из петель
производился выбор конструкции канала и твэлов для реактора
первой атомной электростанции. Это был первый канальный пет-
левой реактор.
Опыт создания и использования исследовательских реакторов
выявил неудобства совмещения физических и технических экспери-
ментов. Радиоактивные загрязнения, связанные с выходом из строя
испытываемых твэлов, приводят к повышенному фону и затрудняют
проведение физических экспериментов. С другой стороны, для налад-
ки аппаратуры при подготовке физических экспериментов требуется
довольно длительная работа реактора на малой мощности, а это за-
держивает проведение технических исследований. Поэтому в Со-
ветском Союзе после РФТ реакторы проектировались специально
для проведения определенного круга экспериментов. Для исследо-
12
Рис. 1.2. Рост количества исследова-
тельских реакторов в странах — чле-
нах МАГАТЭ.
вания твэлов были созданы реакторы МР (1963 г.) и МИР (1966 г.),
для физических исследований^— ВВР-М (1959 г.), для химических
исследований — ВВР-Ц, для получения трансурановых изотопов—
СМ-2 (1961 г.).
С 1956 г. во многих странах мира началось интенсивное строи-
тельство исследовательских реакторов (рис. 1.2). Широкое распро-
странение получили гетерогенные реакторы с водяным замедлителем
и теплоносителем п, в частности, бассейновые реакторы. Основные
преимущества этих реакторов — компактность, простота конструк-
ции, удобство проведения экспериментов, безопасность в работе,
низкая стоимость и надежность вч
эксплуатации. Все эти качества
послужили основанием для раз-
работки проекта типового реак-
тора (в Советском Союзе ИРТ)
для научно-исследовательских и
учебных институтов.
Конечно, наряду с типовы-
ми реакторами строились и ори-
гинальные. В 1960 г. в Дубне
начал работать пульсирующий
реактор на быстрых нейтронах,
предназначенный для проведе-
ния физических исследований.
Малое время жизни нейтронов
позволило получить короткие
нейтронные импульсы, а фон,
обусловленный средней мощно-
стью реактора, был сведен к ми-
нимуму.
На Второй международной конференции по мирному использо-
ванию атомной энергии было сообщено о сооружении, а на Третьей—
о работе импульсного графитового реактора ИГР. ИГР предназна-
чался для работы в двух режимах: режиме самогасящейся вспышки
и регулируемом режиме длительностью в несколько секунд и более.
Интегральный поток тепловых нейтронов при полном извлечении
стержней мог достигать 1017 нейтрон/см\ а максимально возможный
поток тепловых нейтронов в режиме вспышки 1018 нейтрон!(см2 • сек).
Энерговыделение за импульс равнялось ~2000 дж!см?.
Важную роль в развитии исследовательских реакторов сыграл
высокопоточный реактор СМ-2. Это был первый исследовательский
реактор с эпитепловым спектром нейтронов при водяном замедли-
теле. Высокая концентрация топлива в активной зоне позволила
использовать без значительного ухудшения физических характе-
ристик термостойкие конструкционные материалы (никель, нержа-
веющая сталь), благодаря которым были существенно повышены теп-
ловые нагрузки. В год nyq<a (1961 г.) параметры СМ-2 были рекорд-
ными для стационарных реакторов по потокам тепловых нейтронов
13
[3 • 1015 нейтрон/(см2-сек)], нейтронов/: энергией выше 1 Мэе [бо-
лее 1015 нейтрон/(см2 - сек)], по отнои^нию потока тепловых нейтро-
нов к мощности [5 • 1010 нейтрон/(рм2-сек-кет)], по тепловым на-
грузкам с единицы поверхности тйэла (7 • 10® квт/м2) и с единицы
объема активной зоны (4,5 • 10® кет/л).
Создание реактора СМ-2 и его успешная работа стимулировали
строительство американских высокопоточных реакторов с жестким
спектром HFBR (1964 г.) и HFIR (1966 г.). В настоящее время реак-
торы подобного типа проекта-
Рис. 1.3. Тенденция роста во времени
максимального потока тепловых ней-
тронов, достигнутого в реакторах.
руются и в других странах
(во Франции совместно с ФРГ,
в Англии).
Общее количество постро-
енных к концу 60-х годов
исследовательских реакторов
приблизилось к 400. Сегодня
исследовательские реакторы
работают не только в круп-
ных научных и учебных цент-
рах промышленных стран, но
и во многих развивающихся
странах. Подавляющее боль-
шинство реакторов пригодно
для экспериментов, не тре-
бующих высоких потоков ней-
тронов. Для проведения же
уникальных физических экс-
периментов, быстрого накоп-
ления трансурановых изото-
пов и исследования ТВС проектируемых атомных электростан-
ций (АЭС) пригодны очень немногие реакторы. Высокопоточ-
ные реакторы стоят дорого. Поэтому следует, видимо, ожидать,
что в ближайшие годы общее количество исследовательских реак-
торов будет расти медленнее, чем это имело место в предыдущие
годы. Вероятнее всего, будут строиться в большем количестве мощ-
ные высокопоточные специализированные реакторы.
Тенденция роста потока тепловых нейтронов представлена на
рис. 1.3. На сегодняшний день максимальный поток в реакторе со-
ставляет 5 • 1015 нейтрон!(см2-сек). Можно ожидать, что поток теп-
ловых нейтронов интенсивностью 1016 нейтрон!(см2-сек) будет до-
стигнут в середине 70-х годов.
§ 1.2. ОБЛАСТИ ПРИМЕНЕНИЯ
Реакторы используются для многочисленных исследований в раз-
личных областях науки и техники. Отметим некоторые, ставшие уже
традиционными задачи, которые решаются с помощью исследова-
тельских реакторов.
14
Испытания новых дъэлов и материаловедение
Развитие атомной энергетики требует детального изучения пове-
дения различных материалов в полях нейтронного и у-излучений.
В ядерном реакторе в наиболее жестких условиях находятся твэ-
лы. Поэтому их работоспособности уделяется особое внимание. Как
правило, новые твэлы проходят целую серию испытаний, причем
обычно реакторным испытаниям предшествуют исследования на
установках без облучения, например, на вибро-, тепло-, коррозион-
ных и других стендах. Однако некоторые испытания могут быть про-
ведены только в реакторах (в том числе исследование стойкости
твэлов при различной глубине выгорания топлива).
Сложность процессов, происходящих при облучении твэлов, тре-
бует проведения всесторонних испытаний в исследовательских реа-
кторах. При испытании прежде всего должны воспроизводиться теп-
ловые нагрузки и температура твэлов, параметры теплоносителя
(температура, давление, скорость)'и его состав, определяющий кор-
розионное воздействие на материал покрытия.
При проектировании реактора важно знать темп и характер из-
менения механических свойств материала под действием облучения.
В первую очередь это касается корпуса реактора и стенок канала.
Как правило, под действием облучения пластичность материалов
уменьшается, они становятся более хрупкими и, следовательно, до-
пустимые напряжения уменьшаются. Процессы охрупчивания на-
кладывают ограничения на срок службы различных элементов кон-
струкции.
Нельзя создать надежно работающий реактор, не зная, как влия-
ет излучение на свойства замедлителей и теплоносителей.
Обычная вода является одним из наиболее исследованных тепло-
носителей. Тем не менее в вопросах радиолиза воды и коррозии кон-
струкционных материалов остается много «белых пятен». По этой
причине физико-химическим процессам, связанным с радиолизом
воды и стойкостью конструкционных материалов, уделяется и, ви-
димо, долго еще будет уделяться большое внимание.
Известно, что для увеличения термического к. п. д. цикла необ-
ходимо повышать температуру теплоносителя в энергетическом реак-
торе. В водо-водяных реакторах это приводит к росту давления и,
следовательно, к усложнению конструкции. В принципе эту труд-
ность можно обойти, применив высокотемпературные,органические
теплоносители (дифенил, моноизопропилдифенил, изомеры терфени-
ла, газойль), которые не содержат в своей составе кислорода ц по-
этому позволяют заменить нержавеющую сталь, обычно используе-
мую в качестве конструкционного материала первого контура, на
углеродистую. Казалось бы, перед углеводородами открывается ши-
рокая перспектива. Однако исследование радиационной стойкости
органических теплоносителей показало, что они быстро полимери-
зуются. Их регенерация требует сложных установок. Кроме того,
Удельные тепловые нагрузки, допустимые при использовании орга-
15
ничееких теплоносителей, значительно ниже* чем для воды. По-
этому в большой ядерной энергетшге органические теплоносители
вряд ли будут использованы. /
В транспортных и транспортабельных водо-водяных реакторах,
как правило, имеет место отрицательный температурный эффект
реактивности, обусловленный главным образом уменьшением плот-
ности воды с ростом температуры. Это приводит к значительному
увеличению критического размера реактора. В этой связи представ-
ляют большой интерес гидриды металлов (например, гидрид цирко-
ния), использование которых в качестве замедлителя позволяет по-
лучить небольшие размеры активной зоны (из-за малой длины за-
медления) и в то же время уменьшить температурный эффект реак-
тивности. Однако окончательный вывод о применимости гидридов
можно будет сделать только после того, как они пройдут тщатель-
ные исследования в условиях реактора.
В уран-графитовых реакторах с водяным теплоносителем темпе-
ратура замедлителя является одним из факторов, ограничивающих
уровень мощности. Под действием облучения коэффициент тепло-
проводности графита уменьшается. Поэтому при стационарной рабо-
те реактора температура графита растет. Нужно так спроектировать
реактор, чтобы при высокой удельной мощности температура за-
медлителя в конце кампании не превышала допустимую.
Окись бериллия имеет малое сечение поглощения, поэтому ожи-
дали, что она может служить хорошим материалом для замедлите-
ля и отражателя. Однако исследования в условиях реактора пока-
зали, что радиационная стойкость окиси бериллия ограничена ин-
тегральным потоком быстрых нейтронов (Е > 1 Мэв) ~ 1021 ней-
трон/см2, а коэффициент теплопроводности под действием облуче-
ния падает в несколько раз. В результате этого о.бласть применения
окиси бериллия оказалась весьма ограниченной.
Физические исследования
Многие современные отрасли прикладной и фундаментальной фи-
зики немыслимы без исследований на реакторах. Прежде всего, само
реакторостроение требует для выбора оптимальных решений очень
детальных знаний о сечениях взаимодействия нейтронов с материа-
лами активной зоны и отражателя. Учитывая величину интервала
энергий реакторных нейтронов, резонансный характер многих се-
чений, большое число важных изотопов (не только делящихся и кон-
струкционных, но и основных осколков деления), разнообразие не-
обходимой информации о столкновении [сечения и угловые распре-
деления при упругом рассеянии, сечения и энергетические распре-
деления при неупругом, сечения радиационного захвата и захвата
с делением, сечения (п, 2п)-реакций], легко представить себе объем
необходимой работы.
Важным стимулятором исследования входных констант для рас-
чета реакторов является также стремление увеличить точность по-
16
лучаемой информации, а увеличение точности большинства измере-
ний ведет к резкому росту их трудоемкости. Работы по измерению
констант проводятся во всем мире уже около 30 лет и будут несом-
ненно продолжаться еще длительное время. Один из основных мето-
дов измерения сечений — селекторный: выведенный из исследова-
тельского реактора пучок нейтронов с непрерывным энергетическим
спектром направляется в устройство, выделяющее нейтроны узко-
го интервала энергий. Поскольку точность измерения определяется
в конечном счете величиной потока, он должен быть как можно бо-
лее интенсивным.
Отметим, что измерения сечений помимо чисто прикладных ре-
зультатов дают сведения о ядерных уровнях, а в области ниже 1 эв
(в области термализации) — о химических связях и кристалличес-
кой структуре вещества. Однако ядерная физика, физика твердого
тела и жидкостей требуют также специальных исследований на реак-
торах.
История развития физики показывает, что экспериментальные
данные, наиболее существенные для понимания структуры сложных
объектов (будь то ядро или жидкость), появляются не в результате
однократных «решающих» экспериментов, а в ходе систематичес-
кого исследования конкретных процессов или последовательного
измерения физических параметров в широком интервале (например,
атомных весов).
Так накапливается и сводится в обширные атласы информация
о спектрах у-излучения в (п, у)-реакциях. Наблюдаемая структура
спектров первых квантов каскада, излучаемых при переходе захва-
тываемого нейтрона на уровни вблизи основного, дает сведения не-
посредственно о механизме процесса захвата. Кроме того, спектры
квантов и электронов конверсии в (п, у)-реакции позволяют с боль-
шой полнотой изучить уровни ядра в окрестности основного состоя-
ния, поскольку при этом заселяются практически все нижние 20—
30 уровней.
Исследования области конденсированного состояния вещества
основаны на двух обстоятельствах.
При энергиях ниже 1 эв отчетливо проявляются волновые свой-
ства нейтрона: его длина волны по порядку величины равна или
больше межатомных расстояний в кристаллах и жидкостях (%
1А). Ярко выраженные волновые свойства медленных нейтронов
обусловливают ряд явлений, которые имеют типично оптический
характер: преломление, полное внутреннее отражение, дифракция,
рассеяние на малые углы. Эти нейтроннооптические явления ис-
пользуются в многочисленных опытах.
Рассеяние очень медленных нейтронов применялось сначала толь-
ко для выяснения ядернофизических проблем (спиновой зависимос-
ти ядерных сил, протон-нейтронного взаимодействия, электрон-ней-
тронного взаимодействия и др.). С появлением высокопоточных
реакторов и созданием мощных нейтронных пучков стало очевидным,
что наиболее плодотворно нейтроннооптические исследования мо-
17
гут быть применены к изучению магнитной и химической структур
вещества.
Магнитное рассеяние нейтронов, обусловленное взаимодействием
его магнитного момента с магнитными моментами электронных обо-
лочек атомов среды, широко используется для изучения магнитной
структуры веществ и для получения пучков поляризованных ней-
тронов. С помощью поляризованных пучков было произведено весь-
ма тщательное измерение магнитного момента нейтрона. Появление
поляризованных мишеней позволило разделить эффекты двух воз-
можных спиновых состояний составных ядер и тем самым изучать
спиновую зависимость ядерных сил.
Большой интерес представляет применение пучков поляризо-
ванных нейтронов для изучения проблем пространственной и вре-
менной четностей как в слабых, так и в сильных взаимодействиях.
Поиски межнуклонных потенциалов, не сохраняющих пространст-
венную и временную четности, также могут быть проведены с по-
мощью поляризованных нейтронов.
Изучение 0-распада нейтрона позволяет выяснить природу так
называемого слабого взаимодействия. В неполяризованных пучках
необходимо исследовать корреляцию между спином нейтрона, на-
правлением вылета электрона и направлением движения протона
отдачи. В пучках поляризованных нейтронов направление спина
известно, поэтому изучение 0-распада значительно упрощается (ос<
гается корреляция только между электроном и протоном отдачи).
Эксперименты по измерению корреляций в 0-распаде поляризован-
ных нейтронов — один из важнейших источников информации о сла-
бых взаимодействиях.
Пучки поляризованных монохроматических нейтронов все чаще
применяют в физике твердого тела.
Вторым важным свойством медленных нейтронов является бли-
зость их энергии к энергии химической связи и теплового движения
атомов в кристаллах и жидкостях. При этом очень холодные нейт-
роны (X >* бА) используются при изучении параметров медленного
движения атомов, просто холодные (X = 2 — бА) — быстрого, а от-
носительно горячие = 0,4 — 0,9А) позволяют изучать структу-
ры с малыми размерами кристаллической решетки, вибрационные
уровни энергии, а также уровни молекул, слабо подвергающиеся
тепловому возбуждению.
Мы бегло перечислили только некоторые физические исследо-
вания на реакторах, однако сказанное все же дает возможность со-
ставить общее впечатление о роли этих исследований в науке.
Получение трансурановых элементов
Исследования трансурановых элементов имеют две основные за-
дачи: они расширяют фундаментальные знания о природе «сильного»
(ядерного) взаимодействия между частицами материи и обещают уже
в недалеком будущем привести к важным техническим результатам.
18
Суммарная мощность всех АЭС, построенных в странах мира
к 1969 г., составляла ~104 Мет, т. е. всего вдвое превышала мощ-
ность Красноярской ГЭС. Однако есть все основания ожидать, что
в ближайшие 10—15 лет суммарная мощность АЭС возрастет по
крайней мере на порядок. Увеличение мощности приведет к появле-
нию огромных количеств разнообразных радиоактивных материа-
лов, которые нужно разумно использовать. Произойдет и качествен-
ное изменение этих материалов. Появятся материалы, которых сей-
час либо совсем нет, либо они имеются в столь малых количествах,
что их едва хватает для лабораторных исследований.
По-видимому, через 10—15 лет практически весь плутоний, об-
разующийся в реакторах АЭС, будет возвращаться в топливный
цикл. По мере последовательного обращения в топливном цикле
изотопный состав плутония будет неуклонно смещаться в сторону
более тяжелых изотопов. Кроме плутония в топливе будут накапли-
ваться нептуний, америций и кюрий. Если все эти элементы возвра-
щать в реакторы, то к четвертому циклу в водо-водяных реакторах
электростанции мощностью 1 • 106 кет за год будут накапливаться
десятки килограммов нептуния, америция и кюрия. 237Np и 241Аш
можно снова закладывать в реакторы для производства 238Ри и
242Ст, а из 243Ат и тяжелых изотопов плутония таким же способом
можно будет получать берклий, калифорний и другие, более тяже-
лые элементы. Следовательно, с развитием атомной энергетики
тяжелые искусственные изотопы будут появляться как неизбежный
продукт технического прогресса, причем соотношения между коли-
чествами соседних заурановых элементов будут постепенно смещать-
ся в сторону более тяжелых.
Эти обстоятельства ставят острые и неотложные задачи: во-пер-
вых, найти трансурановым элементам наиболее целесообразные
и экономически выгодные области применения; во-вторых, разра-
ботать оптимальные методы их производства и, в-третьих, создать
приборы и установки, основанные на использовании трансурановых
изотопов.
Основанием для практического использования тяжелых изото-
пов служат их физические свойства, из которых главными являются:
1)	самопроизвольное спонтанное деление и а-распад с более или
менее удобными для практических целей временами жизни;
2)	большие сечения деления;
3)	более высокие, чем у природных изотопов, значения v — чис-
ла вторичных нейтронов, возникающих при делении.
Короткие периоды самопроизвольного деления и а-распада
позволяют создавать из трансурановых элементов препараты с ог-
ромными удельными запасами тепловой энергии и огромными ней-
тронными интенсивностями. Один кубический сантиметр окиси
242Сш способен выделять приблизительно 1 кет тепла с периодом
полураспада 163 дня. Из 254Cf можно изготовить препарат с плот-
ностью энерговыделения ~100 квт/см? с периодом полураспада
60 дней. По запасу энергии и плотности энерговыделения это
19
в миллионы раз превышает возможности обычных химических
видов топлива.
Отмеченные параметры не могут не заинтересовать исследовате-
лей космоса, геологов, нефтяников, биологов, медиков и работни-
ков других профессий.
Изотопные источники энергии на основе 238Pu, 242Ст, 244Ст не
являются новостью. Они уже нашли применение на искусственных
спутниках. Имеется возможность использовать 238Ри для стиму-
ляторов сердца и даже для замены больного сердца механи-
ческим протезом.
Нейтронные источники из окиси 252Cf имеют удельную актив-'
ность ~2-1013 нейтрон!(сек-см3) и период полураспада 2,6 года.
Их применение может дать существенный экономический эффект в
нейтронографии, нейтронном каротаже и активационном анализе.
. Огромные плотности осколочного и a-излучений трансурановых
элементов, по-видимому, могут быть использованы для синтеза но-
вых химических соединений.
Ведутся исследования по использованию калифорния и других
трансурановых элементов при лечении раковых опухолей.
Однако все эти заманчивые перспективы можно’претворить в ре-
альную действительность только при серьезной постановке промыш-
ленного производства трансурановых элементов. Поэтому в настоя-
щее время большое внимание уделяется получению лабораторных
количеств трансурановых элементов (на исследовательских реакто-
рах) и изучению их свойств.
Кроме рассмотренных выше основных направлений исследова-
тельские реакторы используются также для нужд биологии, радиа-
ционной химии и других областей науки и техники.
Сопоставляя энергетические, судовые, промышленные и любые
другие реакторы с реакторами исследовательскими, легко убедить-
ся в том, что последние имеют наибольшие потоки нейтронов, наи-
более развитые поверхности теплосъема, наибольшие скорости теп-
лоносителя, наибольшие тепловые нагрузки, приходящиеся на еди-
ницу веса топлива, на единицу поверхности твэла, на единицу объе-
ма активной зоны. Поэтому создание исследовательских реакторов
кроме решения прямых научных и технических задач способствует
также совершенствованию технологии реакторов, хотя получить
такие же параметры на энергетических реакторах не так просто из-
за более высоких температур и экономических ограничений в выбо-
ре материалов и конструкций.
§ 1.3.	КЛАССИФИКАЦИЯ
В этом параграфе рассмотрим классификацию исследовательских
реакторов, акцентируя внимание на специфических признаках
и опуская такие важные, но общие для всех реакторов элементы, как
замедлитель, теплоноситель, отражатель, структура активной зоны,
спектр и прочее.
20
Разумеется, эти опущенные признаки необходимы для характе-
ристики любого исследовательского реактора, однако назначение,
уровень потока нейтронов и режим работы настолько ограничивают
область возможных решений (и уж во всяком случае оптимальных),
что часто Многие классификационные элементы определяются если
не однозначно, то с небольшим числом вариантов.
По существу одна из главных задач настоящего курса заключает-
ся именно в установлении связи между назначением, уровнем потока
нейтронов и режимом работы (как определяющими параметрами)
и материалами, геометрией и конструкцией (как факторами служеб-
ного, подчиненного характера).
К сожалению, однозначные управляющие связи удается устано-
вить не всегда, и их отсутствие или недоказанность обусловливают
большое разнообразие, казалось бы, однотипных реакторов. Разно-
образию конструкций способствуют также требования, выдвигае-
мые программой работ на проектируемом реакторе — источнике
нейтронов.
Разумеется, при выборе конкретных инженерных решений очень
большую роль играют также технические традиции и опыт той или
иной страны или даже фирмы. Решающим аргументом зачастую
является наличие хорошо отработанных твэлов или доступность
специальных материалов (например, 239Ри).
Назначение
По назначению исследовательские реакторы делятся на следую-
щие категории.
1.	Реакторы для физических исследований. Как правило, мишени
и детекторы излучения располагают вне биологической защиты
реактора на пути пучков нейтронов и у-излучения. Эти пучки форми-
руются каналами (иногда вакуумированными), пронизывающими
толщу защиты и "отражателя в различных направлениях (преиму-
щественно в горизонтальной плоскости) и оборудованными шибера-
ми для выключения потока при работе реактора. В некоторых слу-
чаях мишень помещают внутрь реактора в область с максимальным
потоком нейтронов и выводят вторичное излучение. Из-за решающе-
го вклада экспериментов на пучках в общий объем работ многие реак-
торы для физических исследований часто называют также пучковы-
ми, 7
Однако некоторые реакторы этого типа (как правило, не очень
мощные) могут использоваться преимущественно для работ, в кото-
рых пучки не нужны (например, активационный анализ).
2.	Реакторы для производства изотопов (в основном далеких
трансурановых) кардинально отличаются от реакторов-конверторов,
производящих в промышленных масштабах 239Ри из 238U за счет сжи-
гания 235и,тем,что в них полезно используется лишь ничтожная до-
ля избыточных нейтронов. При их проектировании и строительстве
приходится заботиться не о благоприятном ’балансе нейтронов
21
(отношении числа захватов в сырьевом изотопе к числу сгорев-
ших ядер топлива), а прежде всего о высоком потоке, определяющем
темп накопления.
Темп последовательного захвата нейтронов (например, при про-
изводстве 252Cf из 242Ри) оказывается решающим из-за малых сече-
ний поглощения промежуточных ядер. Реакторы для производства
изотопов называют изотопными.
Почти непременной особенностью конструкции изотопного
реактора является так называемая «ловушка нейтронов» — запол-
ненная обычной водой полость внутри активной зоны. Размеры по-
лости выбираются так, чтобы отношение потока в центре полости
к мощности было максимальным.
3.	Материаловедческие реакторы используются для изучения
поведения в интенсивных полях нейтронного и у-излучений прежде
всего реакторных материалов (конструкционных, теплоносителей,
замедлителей), для проверки стойкости радиотехнических элемен-
тов и блоков, электроизоляции и т. д. Большое значение имеют также
фундаментальные и прикладные исследования по радиационной хи-
мии, воздействию излучения на синтетические материалы, дислока-
циям в твердых телах.
Типичными экспериментальными устройствами в этих реакторах
являются вертикальные каналы, позволяющие вводить образец
в подходящую область активной зоны или отражателя.
4.	Реакторы для инженерных испытаний — обычно их называют
петлевыми. Петля — это встроенный в реактор автономный контур
охлаждения экспериментального канала, оснащенный оборудова-
нием и измерительными устройствами для поддержания нужного
режима испытаний. Число петель иногда доходит до десяти; в них
могут одновременно отрабатываться твэлы совершенно различной
конструкции для водяных, кипящих, газоохлаждаемых или любых
других аппаратов.
Принадлежность реактора к одному из перечисленных типов еще
не означает полного исключения работ другого плана. Более того,
некоторые реакторы строят как двух- или многоцелевые и используют
для одновременного решения нескольких задач. Однако одна из них,
как правило, является основной.
Давно функционирующие реакторы очень часто обрастают экспе-
риментальными устройствами и работами, о которых никто и не по-
мышлял в период проектирования. С другой стороны, дифферен-
циация вновь создаваемых аппаратов имеет тенденцию увеличи-
ваться. Последнее замечание тем более справедливо, чем выше класс
реактора.
Поток нейтронов (класс реактора)
Здесь приводится не единственный, но, возможно, наиболее крат-
кий из способов разделения исследовательских реакторов на клас-
сы по уровню потока нейтронов.
22
Как будет видно из дальнейшего, краткость этого способа свя-
зана с минимальной условностью, которая особенно чувствуется
при классификации непосредственно по численному значению мак-
симального потока нейтронов или мощности.
1.	К реакторам первого класса относятся аппараты, для которых
стоимость топлива (делящегося материала и изготовления твэлов)
дает очень большой или даже основной вклад в стоимость поставляе-
мых экспериментаторам нейтронов. Таким образом, стоимость топ-
лива для реакторов первого класса превышает сумму эксплуатацион-
ных расходов и амортизационных отчислений от капитальных зат-
рат на сооружение реактора или близка к ней.
Реакторы первого класса обладают большой мощностью и высо-
ким потоком нейтронов. Второе из этих свойств дает основание на-
зывать такие реакторы высокопоточными. Общее число действующих
и проектируемых во всем мире высокопоточных реакторов не пре-
вышает десяти. Нижняя граница потока тепловых нейтронов, раз-
деляющая реакторы первого и второго классов, лежит приблизи-
тельно при 1015 нейтрон!(см2-сек).
2.	В реакторах второго класса (со средним потоком) ядерное топ-
ливо выгорает медленнее, однако его стоимость сравнима с суммой
расходов на эксплуатацию и амортизационных отчислений. Реакто-
ры, которые сейчас следует отнести ко второму классу [поток 014—
— 1015 нейтрон!(см2 • сек)], еще десять лет назад считались высоко-
поточными и внесли огромный вклад в развитие атомной техники
и многих разделов ядер ной физики.
3.	Расход топлива в реакторах третьего класса (с низким пото-
ком) настолько мал, что время работы твэлов (кампания) сравнимо
с временем морального или материального старения реактора (15—
20 лет). При этом удобно не выделять затраты на ядерное топливо
в отдельную статью и включать их в капитальные расходы на строи-
тельство реакторов. Таких реакторов много, и они очень разнооб-
разны. Это объясняется их низкой стоимостью и очевидными преи-
муществами для большого числа опытов, требующих не столько вы-
сокого потока нейтронов, сколько возможности легко менять усло-
вия измерений. Остановка маломощного реактора для смены или
переналадки аппаратуры стоит недорого и может быть проведена
в любое время.
К исследовательским реакторам третьего класса примыкают
учебные аппараты, используемые для студенческих лабораторных
работ, и демонстрационные (выставочные) реакторы. При потоке
~104 — I05 нейтрон!(см2 - сек) и кратковременных облучениях по-
током ~109 нейтрон!(см2 - сек) исследовательские реакторы третье-
го класса граничат с критическими сборками — лабораторными
установками нулевой мощности. Последние широко используются
при изучении физики реакторов: обычно активация твэлов в крити-
ческих сборках настолько мала, что манипулировать с ними можно
вручную. Это чрезвычайно уменьшает время и расширяет возмож-
23
ности перестройки активной зоны. Однако критические сборки
здесь рассматриваться не будут.
Следует оговорить, что иногда исследовательскими называют
реакторы-прототипы, предназначенные для изучения на уменьшен-
ных моделях сложных вопросов физики, а также для отработки
конструкции и технологии энергетических аппаратов. В интересую-
щих нас аспектах прототипы исследовательскими реакторами не
являются.
Режим работы
Под режимом работы будем понимать закон изменения мощнос-
ти реактора во времени, во многом определяющий его эксперимен-
тальные возможности.
1.	Реакторы со стационарным потоком нейтронов предназна-
чены для продолжительной работы на любом уровне мощности: от
номинального, на который они рассчитаны, до минимально контро-
лируемого. В этом смысле они не отличаются от энергетических реак-
торов или переработчиков урана в плутоний.
2.	Импульсные реакторы работают в режиме коротких мощных
взрывоподобных вспышек, разделенных продолжительными интер-
валами времени, в течение которых реактивность отрицательна.
Выделившееся за время импульса тепло аккумулируется материала-
ми реактора (они либо просто нагреваются, либо нагреваются и вски-
пают) и затем отводится системой охлаждения или — более медлен-
но — в результате естественной конвекции и теплопроводности.
Одной из возможных областей использования импульсных реак-
торов для фундаментальных исследований является генерация
нейтрино, а для технических — испытания высокотемпературных
твэлов ядерных ракетных двигателей.
Предельным случаем импульсной работы является подземный
ядерный взрыв, проведенный для физических экспериментов и на-
копления трансурановых изотопов.
3.	Пульсирующие реакторы по нейтронным процессам близки
к импульсным, а по тепловым — к реакторам со стационарным по-
током. Импульсы нейтронов генерируются с частотой ~102 сек~\
так что поле температур в реакторе практически не зависит от вре-
мени. Система охлаждения может быть обычной, а большинство
экспериментов можно ставить так же, как и в реакторе со стацио-
нарным потоком равной средней мощности. Специфические особен-
ности пульсирующих реакторов проявляются лишь в физических
исследованиях, требующих измерения времени пролета нейтронами
некоторого базового расстояния или снижения фона (фон опреде-
ляется средней мощностью).
К пульсирующим реакторам следует отнести также так называе-
мые бустеры — подкритические системы, усиливающие генериро-
ванный внешним источником импульс нейтронов.
Терминология в описании режимов работы до сих пор не устоя-
лась. Так, первый пульсирующий аппарат носит название ИБР
24
(импульсный быстрый реактор, СССР, Дубна, ОИЯИ); всплеск
мощности в импульсном и пульсирующем реакторе называют оди-
наково — импульсом.
Примечательно, что значительная часть из 36 комбинаций (4 х
ХЗХЗ) перечисленных выше классификационных признаков, харак-
теризующих основные черты исследовательских реакторов, имеет
практический смысл. Соответствующие аппараты либо уже построе-
ны, либо будут построены в близком будущем.
Если пользоваться биологическими аналогиями, то приведенная
классификация ограничена тремя первыми основными категориями—
«тип, класс, отряд»; дальнейшее распределение реакторов «по се-
мействам, родам и видам» оставлено до глав, посвященных описа-
нию конкретных реакторов.
ЛИТЕРАТУРА
1.	Материалы Комиссии по атомной энергии США. Ядерные реакторы. 1.
Физика ядерных реакторов. Перев. с англ. М., Изд-во иностр, лит.,
1956.
2.	Материалы Международной конференции по мирному использованию атом-
ной энергии. Женева, 1955. Т. 2. Физика. Экспериментальные реакторы.
М., Физматгиз, 1958.
3.	Труды Второй международной конференции по мирному использованию
атомной энергии. Женева, 1958. Доклады советских ученых. Т. 2. Ядер-
ные реакторы и ядерная энергетика. М., Атомиздат, 1959.
4.	Труды Третьей международной конференции по использованию атомной
энергии в мирных целях. Т. 7. Исследовательские и испытательные реак-
торы. Многоязычное издание. Нью-Йорк, ООН, 1965.
ГЛАВА 2
ФИЗИЧЕСКИЕ ОСОБЕННОСТИ
§ 2.1. НЕКОТОРЫЕ ОСОБЕННОСТИ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОГО РЕАКТОРА
Общим для всех типов ядерных реакторов является использо-
вание цепной реакции деления тяжелых ядер (обычно 235U, реже
23Фц и совсем редко 233U). В каждом акте деления выделяется
приблизительно 200 Мэв энергии и 2 — 3 быстрых нейтрона. Обе
стороны акта деления (энергетическая и нейтронная) неотделимы
друг от друга, однако в одних случаях утилизируется энергия, в
других — нейтроны, а иногда и энергия, и нейтроны одновременно.
Реакторы различного назначения — чисто энергетические, бридеры,
конверторы, перерабатывающие уран в плутоний, энергетические
с воспроизводством ядерного горючего, исследовательские—отли-
чаются прежде всего соотношением в «полезной продукции пред-
приятия» энергии и избыточных (т. е. не нужных для поддержания
цепной реакции) нейтронов.
Продукция исследовательских реакторов — излучение, исполь-
зуемое для проведения различных экспериментов. Как правило,
исследовательские реакторы служат источниками нейтронов (глав-
ным образом тепловых), и одним из основных требований, предъяв-
ляемых к их конструкции, является низкая стоимость избыточных
нейтронов. Последняя зависит от большого числа параметров: сто-
имости топлива, стоимости изготовления твэлов, глубины выгора-
ния топлива, стоимости используемых в реакторе материалов и др.
Тем не менее можно уверенно считать, что стоимость сооружения
исследовательского реактора монотонно растет при увеличении
его мощности. В самом деле, чем больше мощность реактора, тем
более громоздким должно быть все технологическое оборудование:
трубопроводы, насосы, теплообменники, арматура, ионообменные
фильтры, а значит, и здание реактора. Эксплуатационные расходы
также растут с ростом мощности, а затраты на ядер ное топливо,
прямо пропорциональные мощности, начиная с некоторого уровня
становятся определяющими.
Как будет показано в гл. 3, для получения высоких удельных
нагрузок необходима низкая температура теплоносителя. Кроме
того, до недавнего времени мощность исследовательских реакторов
не превышала десятков мегаватт, поэтому использование энергии
не могло иметь большого практического значения. Пуск в 1965 г.
26
в Саванна-Ривере (США) реактора мощностью более 700 Мет за-
ставил подумать о возможном использовании энергии. Однако таких
мощных реакторов не только больше не строят, но даже и не проек-
тируют. И конечно, если они появятся в будущем, то их суммарная
мощность будет ничтожно мала по сравнению с суммарной мощ-
ностью энергетических реакторов.
На сегодняшний день наличие тепловыделения в исследовательс-
ких реакторах является по существу обузой, платой за генераций
нейтронов, и при проектировании стремятся к тому, чтобы обес-
печить необходимые условия облучения образцов при минимальной
мощности,
В этом заключается принципиальное отличие исследовательских
реакторов от энергетических, основное назначение которых — про-
изводство дешевой энергии. Как правило, с увеличением мощности
энергетического реактора относительная стоимость энергии умень-
шается, и для создания большой энергетики предпочтения заслу-
живают мощные блоки.
Для реакторов-конверторов главной характеристикой является
коэффициент конверсии — отношение числа образовавшихся деля-
щихся ядер к числу сгоревших. (Например, при переработке урана
в плутоний — накопленного 239Ри к сожженному 235U). Таким об-
разом, задача заключается в максимальном использовании нейтро-
нов, не участвующих в цепной реакции. В этом отношении реакто-
ры-конверторы очень похожи на исследовательские. Однако, как
уже отмечалось в главе 1, потери нейтронов в реакторах-конвер-
торах составляют несколько процентов, а в исследовательских реак-
торах — десятки процентов. Это связано с тем, что для проведения
экспериментов, как правило, требуются интенсивные потоки нейт-
ронов, а при создании интенсивных потоков значительные потери
нейтронов неизбежны.
Проведение на реакторе какого-либо эксперимента требует:
1) определенного спектра используемых нейтронов;
2)	достаточно интенсивного потока нейтронов;
3)	заданного значения неравномерности потока нейтронов на
образце в течение всего времени облучения;
4)	заданного уровня фона у- и других видов фонового излучения;
5)	определенной температуры образца (или распределения тем-
пературы по объему образца).
В различных экспериментах одни условия не играют существен-
ной роли, другие приобретают исключительно важное значение.
Например, при испытании новых твэлов фон у- и других видов фо-
нового излучения не имеет существенного значения. Наоборот, при
проведении нейтроннофизических исследований и, в частности, при
изучении (п, у)-реакций одним из наиболее важных условий явля-
ется минимальный фон у-излучения.
Физическая и конструктивная схемы исследовательского реак-
тора должны выбираться таким образом, чтобы были обеспечены
основные параметры, необходимые для проведения планируемых
27
на реакторе экспериментов, а стоимость облучения была бы мини-
мальной.
К сожалению, невозможно указать единый критерий, который
целиком определял бы работу реактора. По-видимому, следует раз-
личать два типа задач для исследовательских реакторов.
1. Эксперименты, для которых необходимы высокие потоки ней-
тронов (~1015 нейтрон/(см2 • сек) и более) хотя бы в сравнительно
небольших объемах, достаточных, например, для размещения мише-
ней. Для таких экспериментов требуются реакторы, мощность кото-
рых измеряется десятками (или сотнями) мегаватт, что приводит
к большим расходам ядерного горючего. Как уже отмечалось, мощ-
ность реактора существенно влияет и на стоимость всего сооружения.
Поэтому для экспериментов, требующих высоких потоков нейтронов,
важным параметром, определяющим стоимость облучения, являет-
ся качество К — отношение максимального потока нейтронов задан-
ной энергии ф£акс к мощности реактора Q:
K=(D£aKC/Q.	(2.1)
Совмещение на одном реакторе таких экспериментов не всегда
целесообразно: размещение дополнительных образцов уменьшает
поток нейтронов, создает дополнительный фон. В некоторых слу-
чаях для проведения одного эксперимента может потребоваться
практически весь объем реактора с высоким потоком.
2. Эксперименты, требующие относительно невысоких потоков
нейтронов. Эти эксперименты обычно с успехом совмещаются на од-
ном реакторе. Наиболее важным параметром такого реактора явля-
ется число избыточных нейтронов, приходящихся на единицу мощ-
ности: B/Q. Чем больше отношение B/Q, тем дешевле избыточные
нейтроны. Однако в реакторах с небольшими потоками нейтронов
мощность реактора сравнительно невелика, в единицу времени сго-
рает сравнительно немного ядерного горючего, и топливная состав-
ляющая играет меньшую роль.
Если поток в реакторе не очень велик и не очень мал, то указать
единый параметр, характеризующий стоимость облучения, невоз-
можно.
В отдельных случаях может оказаться, что В — Феэкс- Так
обстоит, например, дело с потоком тепловых нейтронов в отражателе.
Формально условия получения максимальных потоков и максималь-
ного количества избыточных нейтронов совпадают. Однако для того
чтобы практически использовать большую часть избыточных нейт-
ронов, необходимо в отражателе разместить много образцов, что,
конечно, приведет к уменьшению потока.
Иногда бывает и так, что условия получения максимальных зна-
чений Ф/Q и B/Q оказываются взаимно исключающими. Например,
отношение потока тепловых нейтронов в активной зоне к мощности
реактора обратно пропорционально величине загрузки делящегося
28
изотопа, а число избыточных нейтронов растет с увеличением за-
грузки топлива. В таких случаях должно выбираться компромис-
сное решение.
Детальному вычислению Ф/Q и B/Q посвящены § 2.2 — 2.6 и 2.7.
§ 2.2. РЕАКТОР КАК ИСТОЧНИК НЕЙТРОНОВ
Известно, что из л вторичных нейтронов, возникающих при зах-
вате нейтрона топливом, один нейтрон расходуется на поддержание
цепной реакции, а из т] — 1 оставшихся часть поглощается замед-
лителем, теплоносителем, конструкционными материалами, часть
вылетает из реактора и часть может быть использована для проведе-
ния различных исследований. Последняя тем больше, чем больше
величина л — 1.
Запишем критическое условие в виде
£оо • Р = 1,	(2.2)
где Р — вероятность для нейтрона деления поглотиться в активной
зоне (т. е. вероятность избежать утечки); — коэффициент раз-
множения нейтронов в бесконечной решетке.
Для (1 — Р)-вероятности избежать поглощения в активной зо-
не из уравнения (2.2) получаем
k — 1
1 — Р=—--------.	(2.3)
^оо
Если мощность реактора Q, то в 1 сек происходит Q/Ef делений
(£у ~ 200 Мэв — энергия, приходящаяся на деление), а число
нёйтроцов, генерируемых в 1 сек, равно vQJEf (v — число вторичных
нейтронов, приходящихся на деление). Таким образом, общее число
нейтронов, которые в принципе могут быть использованы в единицу
времени для проведения экспериментов, равно
К сожалению, реально используется только небольшая часть этого
числа.
Максимально возможное значение не превышает л« £*, = 1],
если отсутствует вредное (т. е. вне топлива) поглощение нейтронов.
Следовательно, верхняя оценка количества избыточных нейтронов,
приходящихся на единицу мощности реактора, дается соотноше-
нием
^макс __ Л — 1 , v	(2 5)
Q л ’ £/ ’	7
29
Значения параметров v, т] и 1 v для 233U, 235U и 239Pu
приведены в табл. 2.1.
Таблица 2.1
Параметры v, т] и --у для изотопов 233U, 233(J и 239Pu
Спектр нейтронов	233U			235Ц			23 9ри		
	V	п	Г]— 1 J	 V П	V	П	Т|— 1 	 V П	V	П	/Я
Тепловой	2,50	2,29	1,41	2,43	2,07	1,26	2,87	2,00	1,43
Промежуточный	2,51	2,25	1,39	2,44	1,65	0,96	2,89	1,80	1,28
Быстрый	2,60	2,37	1,50	2,51	2,28	1,41	3,00	2,73	1,90
Из табл. 2.1 видно, что максимально возможное количество из-
быточных нейтронов на акт деления для различных изотопов и спек-
тров колеблется в пределах от одного до двух. Отношение B/Q мак-
симально в реакторах на быстрых нейтронах с плутониевым топли-
вом и минимально в реакторах на промежуточных нейтронах с 235U.
Следует, однако, отметить, что количество избыточных нейтронов на
деление — это важный, но не единственный параметр исследо-
вательских реакторов. Поэтому вывод о том, что реакторы на быст-
рых нейтронах с 239Ри самые лучшие, а реакторы на промежуточных
нейтронах с 235U самые плохие, был бы поспешным.
Одним из существенных недостатков реакторов с плутониевым
топливом является высокая стоимость избыточных нейтронов. Это
обусловлено более дорогим (по крайней мере в настоящее время)
горючим и более дорогой технологией изготовления твэлов (из-за
токсичности плутония);- к тому же последняя менее освоена.
Обсудим теперь вопрос об оптимальном обогащении топлива.
Уран естественного изотопного состава не позволяет получить
высокое значение коэффициента размножения нейтронов k^. В част-
ности, при использовании в качестве замедлителя обычной воды
вообще нельзя достичь критичности, в уран-графитовых реакторах
^оо 1,07, а в тяжеловодных реакторах 1,27. Высокообога-
щенный (—90%) уран позволяет иметь ~ 2 в реакторе с любым
из обычных замедлителей.
Сравним топливные составляющие стоимости реакторов на при-
родном и высокообогащенном уране при одинаковой производитель-
ности по нейтронам. Будем считать, что в реакторе с природным ура-
ном (например, с графитовым замедлителем) = 1,05 [и следова-
тельно, (&оо— 1)/&оо	0,05], а в реакторе с высокообогащенным
ураном^оо = 2 [(feoo— 1Ж = 0,5]. Таким образом, для одинаковой
производительности по нейтронам мощность уран-графитового реак-
тора должна быть приблизительно в 10 раз больше и соответственно
в единицу времени должно сгорать в 10 раз больше топлива.
30
Как видно из табл. 2.2, стоимость единицы веса 235U, содержаще-
гося в металле, обогащенном до 90%, в три раза выше, чем в метал-
ле природного изотопного состава. Поэтому при одинаковой произ-
Таблица 2.2
Стоимость 235U в зависимости от обогащения
Обогащение, %	0,7	1,0	1,5	2,0	4,0	10,0	20,0	50,0	90,0
Стоимость, долл/г 235U	5,7	7,6	9,7	11,0	13,4	15,3	16,4	16,8	17,1
водительности по нейтронам затраты на топливо для уран-графито-
вого реактора должны быть приблизительно в 3 раза выше, чем для
реактора с ураном 90%-ного обогащения. (Без учета стоимости отра-
ботанных твэлов; учет ее не может заметным образом изменить соот-
ношения топливных затрат). Кроме того, для отвода большей мощ-
ности в уран-графитовом реакторе потребуется более мощное техно-
логическое оборудование. Далее, большие размеры уран-графитово-
го реактора (диаметр активной зоны несколько метров) требуют
огромного здания. Следовательно, реакторы с высокообогащенным
топливом требуют не только меньших затрат на топливо, но и мень-
ших капитальных затрат.
В связи с большой загрузкой (~1 m235U) поток тепловых нейт-
ронов в уран-графитовом реакторе значительно ниже (при одинако-
вой производительности по нейтронам). Если, например, загрузка
реактора с ураном 90%-ного обогащения составляет ~Юка (а ми-
нимальная критическая загрузка может быть всего 0,3 ка), то раз-
личие в потоках тепловых нейтронов, как это следует из формулы
(2.16), равно 10.
Следует еще отметить большую разницу в стоимости первой за-
грузки: 1 т 235U, содержащегося в естественном уране (5,7-106 долл),
дороже 10 кг высокообогащенного урана (171 • 103 долл) более чем
в 30 раз. Таким образом, в исследовательских реакторах целесо-
образно использовать высокообогащенное топливо.
При изменений обогащения урана от 20 до 90% размножающие
свойства активной зоны практически зависят только от концентра-
ции 235U и очень слабо от концентрации 238U. В этой области слабо
меняется и стоимость единицы веса 235U. Казалось бы, что разница
в выборе обогащения урана (в пределах 20—90%) не должна замет-
но влиять на параметры исследовательских реакторов. Однако в ис-
следовательских реакторах по технологическим соображениям, как
правило, используются дисперсионные твэлы, в которых допустимая
глубина выгорания топлива зависит от вида разбавителя и его кон-
центрации в сердечнике. Чем выше концентрация разбавителя, тем
больше допустимая глубина выгорания топлива. При заданном соот-
ношении ядер 235U и разбавителя, т. е. при заданной допустимой
глубине выгорания, уменьшение обогащения урана (т. е. уменьше-
31
ние концентрации 235U) приводит к ухудшению физических харак-
теристик.
При обогащении урана выше 90% стоимость единицы веса 236U
значительно возрастает. Следовательно, наиболее выгодно обога-
щение —90%. По этой причине многие исследовательские реакторы
в Советском Союзе используют уран 90%-ного обогащения, а
В США — уран 93%-ного обогащения.
§ 2.3.	ПРЕДЕЛЬНОЕ ОТНОШЕНИЕ ПОТОКА
ТЕПЛОВЫХ НЕЙТРОНОВ К МОЩНОСТИ РЕАКТОРА
В реакторе любого типа поток тепловых нейтронов пропорцио-
нален мощности реактора, причем коэффициент пропорционально-
сти зависит от физических параметров активной зоны и отражателя.
Для оценки максимально возможного значения качества реак-
тора рассмотрим точечный источник быстрых нейтронов, помещен-
ный в бесконечно протяженную замедляющую среду. Предположим,
что источник не поглощает нейтронов, и воспользуемся фермиевс-
ким приближением для описания замедления и диффузионным
приближением для описания миграции нейтронов всех энергий.
Плотность генерации тепловых нейтронов в точке г, обусловлен-
ная точечным источником мощностью 1 нейтрон!сек, расположен-
ным в точке г0, определяется выражением
I г-гр I*
/(r)=e 4t /(4лт)з/2,
(2-6)
где /(г) — плотность генерации тепловых нейтронов; т — возраст
тепловых нейтронов.
Используя диффузионную функцию влияния для точечного ис-
точника, можно написать выражение для потока тепловых нейтро-
нов:
I г —г' |
е ь
4nD |г — г' |
(2.7)
где D и L — соответственно коэффициент и длина диффузии тепло-
вых нейтронов. Поскольку мы предположили, что источник не по-
глощает нейтронов, то поток тепловых нейтронов достигает макси-
мума в точке расположения источника, т. е. при г = г0. Чтобы уп-
ростить вычисления, совместим начало координат с источником
быстрых нейтронов. Тогда для максимального потока тепловых
нейтронов получаем выражение
2л Л/2	со . _г*
ф(0) = —--------Ц/2- f dtp 2 f sinOdO Се
4nD (4 пт)
(2-8)
I Для вычисления оставшегося интеграла прибавим и вычтем
в показателе экспоненты т/L2. Получим
Ух V
L ' rdr.
Ф(0)=~----------^7TeT/L2 (
D (4ят)3^2 J
о
Введем новую переменную * = 2	• Тогда
в выражении (2.9) можно представить в виде суммы:
(2.9)
интеграл
Ф(0)
1 1
D (4лт)3^2
eT/L2
J е~х2 xdx—J е-*2 dx
VIIL	Vx IL
(2.Ю)
Первый интеграл в (2.10) легко берется, а второй сводится к та-
булированному интегралу ошибок:	;
о
Таким образом, окончательное выражение для максимального
потока тепловых нейтронов от единичного точечного источника
быстрых нейтронов приобретает вид
Ф(0) =~ • -Ml- е^ь> [1 -erf (VxlL)\). (2.11)
4jiD |Гят [ L	J
Если в качестве источника быстрых нейтронов используется де-
лящийся изотоп, то число быстрых нейтронов, генерируемых в еди-
ницу времени при мощности источника Q, равно vQIEf. Следова-
тельно, отношение максимального потока тепловых нейтронов к мощ-
ности источника быстрых равно
К =	v	(j _ _|Лтт_ eT/La Г j _ erf /_А_\ 11 (2.12)
Q 4n3/2D/rEy | L	[	\ L /JJ
В табл. 2.3 приведены значения К для 236U в различных замедли-
телях.
Таблица 2.3
Некоторые параметры замедлителей и значения качества
для точечного источника (2^5U в бесконечной среде)
Замедлитель	Удельный вес, Г/см3	Коэффициент диффузии, см	Длина диффузии, см	Возраст тепловых нейтронов, см2	Качество, 10Ю нейтрон (см2 • сек- кет)
Вода	1,0	0,14	2,8	27	ч 36
Тяжелая вода	1,1	0,83	100	128	29
Бериллий	1,85	0,49	20	100	32
Графит	1,6	0,85	54	420	12
2
Зак. 629
33
Качество по тепловым нейтронам оказывается наименьшим в гра-
фите и наибольшим в воде. Однако возрастное приближение плохо,
описывает замедление нейтронов в водородсодержащей среде. По-'
этому интересно получить значение Д для воды непосредственно из I
экспериментальных данных. Эксперимент дает значение Д = (80± |
± 20) • 1010 нейтрон/(см2 • сек • кет), которое более чем вдвое пре-
вышает результат возрастного расчета.
С увеличением размера источника, уменьшением объема замед-
лителя, а также при введении поглощения нейтронов источником
качество по тепловым нейтронам уменьшается.
На практике невозможно создать точечный источник быстрых
нейтронов большой мощности и сделать его прозрачным для тепло-
вых нейтронов. Источником нейтронов большой мощности может
быть либо мультиплицирующая среда, либо мишень, облучаемая
заряженными частицами, поэтому указанные выше значения Д
являются теоретически максимально возможными.
На работающих реакторах качество по тепловым нейтронам,
естественно, значительно ниже. Максимальный достигнутый уро-
вень качества составляет —5-1010 нейтрон/(см2-сек-кет) (в реак-
торах СМ-2 и HFIR).
§ 2.4.	ПОЛУЧЕНИЕ ИНТЕНСИВНЫХ ПОТОКОВ
ТЕПЛОВЫХ НЕЙТРОНОВ В АКТИВНОЙ ЗОНЕ
Для выяснения основных закономерностей рассмотрим гомоген-
ный реактор на тепловых нейтронах, в котором поток связан с плот-
ностью энерговыделения qv соотношением
ф = Л^ . — ,
Ef 3/
где — макроскопическое сечение деления. Макроскопическое
сечение деления можно выразить через загрузку топлива G и объем
активной зоны V:
(2.13)
G
NA°f
А
(2.14)
Здесь Na — число Авогадро; А — атомный вес ядерного топлива;
<jf — микроскопическое сечение деления.
Таким образом, поток тепловых нейтронов в активной зоне за-
энерговыделения и концентрации
висит прежде всего от плотности
топлива:
ф=-А_
NA°f
V
~G
Чу
Ef
Соотношение (2.15) можно записать также через полную мощность
реактора:
(2.15)
Ф = т~—
*A°f
1
Ef
(2.16)
£
G
34
Если плотность энерговыделения задана, то для увеличения по-
тока тепловых нейтронов в активной зоне следует уменьшить кон-
центрацию топлива. Концентрация ядерного топлива достигает ми-
нимума в реакторе бесконечных размеров без каких-либо конструк-
ционных материалов и неделящихся тяжелых изотопов (потери ней-
тронов определяются только поглощением в замедлителе). В этом
случае критическое условие приобретает простейшую форму:
0т) = 1,	(2.17)
где 0 — вероятность захвата нейтрона топливом:
0 =SC T/(SC T-f-Sc 8).	(2.18)
Здесь 2С.Т и 2с.з — макроскопические сечения поглощения нейтро-
нов топливом и замедлителем соответственно.
Из выражений (2.17) и (2.18) получаем
2с.г/2с.8=1/(т]-1).	(2.19)
Вводя'число вторичных нейтронов на акт деления
^f/^=r\/v	(2.20)
и перемножая соотношения (2.19) и (2.20), находим
-А_=_(2.21)
2с.з п-1 v	'	’
‘ Следовательно, если <?“акс — максимально допустимая плот-
ность энерговыделения, то верхняя оценка достижимого потока теп-
ловых нейтронов определяется формулой
_!	макс j
фмакс — J--v 2Х.- . ---.	(2.22)
т)	Ej	2с.з
Выполненные по формуле (2.22) оценки предельного значения
потока при использовании высокообогащенного урана приведены
в табл. 2.4.
Таким образом, при за- данной плотности энерго- выделения наибольший по- ток тепловых нейтронов может быть достигнут при использовании в качестве замедлителя тяжелой во-	Таблица 2.4 Максимально возможный поток тепловых нейтронов при плотности энерговыделения 100 кет/л	
	Замедлитель	фмакс 1018 нейтрон/(см*' сек)
ды. Выбранное в табл. 2.4 значение qy = 100 кет/л	Вода	0,201
не является предельным Для тяжелой воды. Напри-	Тяжелая вода Бериллий Окись бериллия	60,4 3,56 5,36
мер, в американском реак- торе HFBR с тяжелой во-	Графит	10,2
2*
35
дой в качестве замедлителя и теплоносителя средняя по активной
зоне плотность энерговыделения составляет ~500 квт/л.
Следует отметить, что не только величина 2С.3, но и <$акс, вооб-
ще говоря, зависит от вида замедлителя. В реакторах с твердым
замедлителем (бериллий, окись бериллия, графит) часть объема
активной зоны не используется для съема тепла, и удельная тепло-
вая нагрузка в них меньше, чем в реакторах с жидким замедлителем,
у легкой и тяжелой воды практи-
чески одинаковы. Однако в гл. 3
будет показано, что максималь-
Теплотехнические возможности
Рис. 2.1. Характер зависимости кри-
тического радиуса R и критической
массы G от соотношения чисел ато-
мов замедлителя р3 и делящегося
изотопа рт в активной зоне без от-
ражателя.
ная энергонапряженность опре-
деляется не только теплоноси-
телем, но и размером активной
зоны. Чем меньше активная зо-
на, тем выше может быть удель-
ная нагрузка. По этой причине
энерговыделение в активной зо-
не с легководным замедлителем
и теплоносителем может быть
наибольшим, так как, обладая
хорошими замедляющими свой-
ствами, легкая вода позволяет
создать активную зону мини-
мального размера.
Следует помнить, что вероят-
ность утечки нейтронов из реак-
тора конечных размеров отличи
на от нуля. Для компенсации
утечки приходится увеличивать
концентрацию топлива и при
фиксированной плотности энер-
говыделения уменьшать поток тепловых нейтронов. Наличие кон-
струкционных материалов приводит к увеличению вредного по-
глощения нейтронов (следовательно, к дополнительному уве-
личению концентрации топлива) и дальнейшему уменьшению потока
тепловых нейтронов. Поэтому значения потока тепловых нейтронов,
приведенные в табл. 2.4, являются максимально возможными.
Рассмотрим теперь в качестве ограничения не удельную мощ-
ность, а мощность реактора. В этом случае [см. соотношение (2.16)1
для увеличения потока тепловых нейтронов надо стремиться к ми-
нимуму загрузки.
Для выяснения физической картины удобно рассмотреть сфери-
ческий реактор без отражателя. Кривые на рис. 2.1 показывают за-
висимость критического радиуса R и критической массы G от отно-
шения чисел атомов замедлителя к делящемуся изотопу р3/рт. Кри-
тический радиус монотонно растет с убыванием концентрации топ-
лива, а критическая масса имеет минимум. При больших концент-
рациях делящегося изотопа велики и коэффициент размножения
36
йоо, и вероятность утечки. С увеличением относительного количества
замедлителя величина падает медленнее утечки, что приводит
к уменьшению критической массы. Однако начиная с некоторого
значения отношения р3/рт уменьшение концентрации делящегося
изотопа изменяет утечку слабее, чем k^. С дальнейшим ростом р3/рт
коэффициент размножения монотонно убывает (из-за увеличения
поглощения нейтронов в замедлителе) и при определенной концент-
рации делящегося изотопа становится равным единице, а крити-
ческая масса — бесконечной.
Для различных замедлителей отношение р3/рт и величина ра-
диуса активной зоны, при которых критическая масса становится
минимальной, естественно, различны. В табл. 2.5 для различных
замедлителей приведены значения радиусов сферических активных
зон без отражателей, при которых критическая масса 235U минималь-
на, а качество по тепловым нейтронам К максимально.
Таблица 2.5
Параметры сферических активных зон без отражателей
с минимальными критическими массами
Замедлитель	Радиус сферы, см	Качество по тепловым нейтронам, 1010 ней трон/(см2 - се к- кет)
Вода	27,9	2,3
Тяжелая вода	76,4	2,8
Бериллий	55,3	3,3
Окись бериллия	59,6	3,5
Графит	90,5	1,7
Наличие отражателя, естественно, уменьшает критическую за-
грузку и увеличивает качество. В табл. 2.6 приведены расчетные
параметры сферических активных зон с отражателями.
Критическая загрузка минимальна (—0,3 кг 235U) в реакторах
с водяным замедлителем и бериллиевым отражателем, а также в реак-
торах с замедлителем и отражателем из тяжелой воды. Для этих
реакторов отношение среднего (по объему активной зоны) потока
тепловых нейтронов к мощности составляет ~7 • 101Q нейтрон/(см2 х
X сек-кет), а отношение максимального потока тепловых нейтро-
нов к среднему равно — 1,3. Таким образом, в гомогенных активных
зонах при наличии отражателя и равномерном распределенигГ235и
отношение максимального потока тепловых нейтронов к мощности
реактора может достигать величины —1011 нейтрон/(см2-сек-кет),
что приблизительно в 3 раза выше значения для реакторов без от-
ражателя. ’
Зависимость критической массы от концентрации 235U в легкой
воде приведена на рис. 2.2.
Мы рассмотрели предельные значения качества по тепловым ней-
тронам в активной зоне с 235U. Естественно, возникает желание про-
57
Минимальные критические загрузки 2§5U и отношения средних по
Замедлитель	Отра				
	Графит		Бериллий		
	^23 5 » кг	Ф/Q, 10-° нейтрон/(см2 • сек • кет)	^23 5 » кг	Ф/<2,Ю10 нейтрон/(см2 • сеК'Квт)	
Графит Бериллий Вода Тяжелая вода	1,47 0,542 0,525	1,48 4,02 4,15	1,23 0,374 0,322	1,77 5,83 6,78	
смотреть другие делящиеся изотопы, в частности 233U и 239Ри. Для
легководного замедлителя критические массы 233U и 239Рп приведены
на рис. 2.3. Из графиков видно, что при отражателях из легкой воды
и бериллия минимальная критическая загрузка 233U в 1,5 раза,
Рис. 2.3. Зависимость критиче-
ской массы G от концентрации де-
лящихс I изотопов в легкой воде:
----отражатель из Н20;-----------от-
ражатель из Be; индексы 3, 5,9
соответствуют 233U, 235U, 239Pu.
Рис. 2.2. Зависимость критиче-
ской массы G от концентрации
2?5U в легкой воде С и материала
отражателя.
a 239Pu в 2 раза ниже, чем загрузка 235U. Зная критические загрузки
легко вычислить и величину качества по тепловым нейтронам в ак-
тивной зоне. Массовые числа и энергия, приходящаяся на деление
для 233U, 235U и 239Рп, практически одинаковы. Сечение деления для
233U приблизительно на 10% меньше , а для 239Рп на 40% больше,
чем для 235U. Поэтому отношение максимального потока тепловых
нейтронов к мощности реактора при использовании 233U и 239Ри
должно быть — в 1,5 раза выше, чем при использовании 235U.
Приведенные в табл. 2.5 и 2.6 и на рис. 2.2 и 2.3 критические за-
грузки, потоки нейтронов и значения качества следует рассматри-
вать как предельные (осколки деления и конструкционные мате-
риалы в активной зоне отсутствуют).
38
Т аблица 2.6
активной зоне потоков тепловых нейтронов к мощности реактора
житель
Вода		Тяжелая вода	
б?23б> К2	Ф/Q, 1О10 нейтрон/ (см2 • сек • кет)	С?285, КЗ	Ф/Q, Ю10 нейтрон/(см2 - сек- кет)
3,52 0,914 0,892	д' 0,62 2,38 /,44	0,297	7,34
В Принципе можно создать гомогенный реактор с активной i
зоной из делящегося изотопа и замедлителя и непрерывной очисткой 1
топлива от осколков деления. В таком реакторе качество может быть 5
очень близко к предельному. Однако гомогенным реакторам присущи
существенные недостатки: повышенная скорость коррозии, возмож-
ность расслоения топлива и замедлителя и другие. Возникающие
проблемы в настоящее время не решены.
В гетерогенных реакторах конструкционные материалы, входя-
щие в состав ТВС, и осколки деления поглощают значительную долю
нейтронов, что приводит к увеличению загрузки делящихся изото-
пов и уменьшению качества.
§ 2.5. ВЛИЯНИЕ КЛАССИФИКАЦИОННЫХ ПРИЗНАКОВ РЕАКТОРА
НА ВЫБОР МАТЕРИАЛОВ И КОНСТРУКЦИЮ
* Попробуем установить связь основных классификационных приз-
наков исследовательского реактора с материалами и конструкцией
на примере изотопного реактора.
Очевидно, наиболее естественный в этом случае режим работы —
стационарный, а необходимый уровень потока нейтронов обусловлен
конкретной схемой ядерных превращений. Для определенности
рассмотрим переработку 242Ри в 244Сш (рис. 2.4). Легко видеть, что
темп накопления определяется не только значением потока, но и
спектром нейтронов: чем он жестче, тем лучше используются боль-
шие значения резонансных интегралов. (Правда, в конечном счете
важны эффективные резрнансные интегралы, зависящие от конструк-
ции плутониевых блоков, а ужестчение спектра ведет к падению
числа избыточных нейтронов на акт захвата.)
Отвлечемся временно от возможностей, обусловленных резонанс-
ным захватом, и будем считать приведенные на рис. 2.4 значения ас
эффективными сечениями, а спектр — тепловым. Самым «инерцион-
ным» в цепочке превращений является первое звено — выгорание
242Ри. В качестве разумного характерного времени выгорания при-
39
мем 1/Фос242 <; 0,5 года. Тогда
Ф >-------------------!-----------------
18,6 • 10~24 • 0,5 • 365 • 24 • 3600
= 3,4-1015 нейтрон/(см2-сек)
даже при непрерывной работе реактора. Можно полагать, что учет
резонансного поглощения оставит в силе по крайней мере условие
Ф > 1016 нейтрон/(см2 • сек). Таким образом, рассматриваемый
реактор должен быть высокопоточным.
™Ст
fl
^Ат —п-°—^Ат
бс = 115 барн
п 1=2290 барн
Р Т1/2 =5ч
п
Мри-------£—г^зРи
бс= 18,6 барн
1=1300 барн
Рис. 2.4. Схема ядерных превращений 242Ри в 244Сш:
стс — сечение поглощения тепловых нейтронов; У —резонансный
интеграл поглощения.
Теперь «осталось не очень много»: следует выбрать ядерное топ-
ливо и конструкционные материалы твэлов, схему активной зоны,
замедлитель, теплоноситель и тепловые параметры.
Из соображений стоимости топлива, его доступности, а также
стоимостей изготовления твэлов (весьма высокой для Ри) приходится
остановиться на 235U. В § 2.2 было показано, что обогащение жела-
тельно выбрать высоким (~90%).
Для уменьшения стоимости 244Ст реактор должен иметь мини-
мальную мощность, т. е. его качество должно быть максимальным.
Как мы увидим в § 2.8, максимальное качество достигается в реак-
торах с легководными ловушками. Однако объем ловушки состав-
ляет всего несколько литров, поэтому для производства относитель-
но больших количеств изотопов, когда стартовые материалы невоз-
можно разместить в ловушке, их приходится располагать в актив-
ной зоне. Конечно, поток тепловых нейтронов здесь меньше, но такая
40
компоновка имеет и свои преимущества: 1) можно в сравнительно
широких пределах варьировать спектр на облучаемых образцах и
тем самым использовать резонансное поглощение; 2) можно улуч-
шить использование избыточных нейтронов.
В этом параграфе из двух возможных способов производства
изотопов (в ловушках и в активных зонах) мы рассмотрим только
второй.
Наилучшим качеством по тепловым нейтронам в активной зоне
обладают реакторы с тяжеловодными замедлителем и отражателем
и реакторы с легководным замедлителем и бериллиевым отражате-
лем (см. табл. 2.6). Использование легкой или тяжелой воды для
замедления нейтронов и теплоотвода позволяет получить не только
высокое качество, но также большую удельную мощность и, следо-
вательно, высокий поток тепловых нейтронов.
Активная зона с минимальной загрузкой 235U и легководным за-
медлителем имеет сравнительно небольшой объем (3—30 л). Посколь-
ку мы отказались от реактора с ловушкой (предполагая, что коли-
чество стартового материала велико), приходится отказаться и от
компактного реактора, в котором трудно разместить каналы для на-
копления изотопов. В этой, ситуации более удобным оказывается
тяжеловодный реактор, объем активной зоны которого (при мини-
мальной загрузке 235U) составляет 100—2000 л.
Для получения высокой удельной мощности твэлы должны иметь
развитую поверхность и содержать в матрице и покрытии конструк-
ционные материалы с хорошей теплопроводностью. Эти конструк-
ционные материалы должны обладать также минимальными сече-
нной поглощения — иначе возрастет загрузка топлива. Самым
распространенным материалом матриц и оболочек твэлов является
алюминий, перспективен цирконий.
Одним из факторов, ограничивающих уровень мощности в реак-
торах с алюминиевыми покрытиями твэлов, является температура
их поверхности. Если мы стремимся не допустить поверхностного
кипения, опасаясь увеличить скорость коррозии и эрозии, то необ-
ходимо работать в режиме, когда температура поверхности ниже
температуры насыщения. Исходя из этого условия выбирают пара-
метры теплоносителя: температуру на входе в реактор, давление
и скорость. Температуру теплоносителя желательно выбрать как
можно более низкой. Чем больше давление, тем выше температура
насыщения’, однако очень высокого давления (~100 атм) не тре-
буется, так как вступают в силу другие ограничения и, в частности,
ограничения по механическим свойствам покрытия. При выборе
скорости теплоносителя следует иметь в виду, что в зависимости
от времени пребывания твэлов в активной зоне допустимая скорость
эрозии различна. Естественно, чем короче кампания, тем менее
опасна эрозия и тем больше может быть скорость теплоносителя.
В реакторах с высокой удельной мощностью, где топливо выго-
рает быстро и кампания измеряется неделями, скорость тепло-
носителя целесообразно выбирать большой: это позволяет орга-
низовать интенсивный теплосъем и не приводит к эрозионным по-
вреждениям.
В тяжеловодном отражателе поток тепловых нейтронов становит-
ся малым на достаточно больших расстояниях от активной зоны, так
что облучаемые образцы имеет смысл размещать также вне ее гра-
ниц — в области большого потока. Это позволяет улучшить исполь-
зование избыточных нейтронов.
Примером реактора для переработки 242Ри в 244Сш является реак-
тор в Саванна-Ривере. Его описание приведено в гл. 5.
Попытаемся теперь учесть возможности, обусловленные резо-
нансным захватом. При ужестчении спектра нейтронов вследствие
увеличения концентрации топлива коэффициент использования ней-
тронов 0 возрастает, а т) уменьшается (в резонансной области энер-
гий отношение <5f/ac ниже, чем в тепловой). Поэтому ужестчение
спектра для увеличения числа избыточных нейтронов полезно до
тех пор, пока растет k^. В очень жестком спектре 0 растет медленнее,
чем убывает т).
Будем полагать, что эффективные сечения поглощения и деления
определяются суммой вида
<т9фф=ат + ^-/,	(2.23)
где Sc— макроскопическое сечение поглощения при энергии kT\
— замедляющая способность; сгт — сечение на тепловых нейт-
ронах, а I — резонансный интеграл. Из соотношения (2.23) видно,
что с увеличением жесткости спектра (т. е. с увеличением парамет-
ра 2c/£Ss) эффективные сечения поглощения растут. Однако при
фиксированной мощности реактора с ростом концентрации топлива
эффективный поток нейтронов уменьшается быстрее, чем растет эф-
фективное сечение (дополнительным фактором является рост GT):
ф ~ *	.А.	(2.24)
аэфФ °т
Тем самым скорость выгорания изотопов уменьшается, и без деталь-
ного анализа не всегда ясно, что лучше: увеличивать число избы-
точных нейтронов или уменьшать время облучения.
Правда, в отдельных случаях ситуация оказывается более опре-
деленной. Например, если резонансные интегралы захвата для стар-
тового и промежуточных изотопов много больше тепловых сечений,
то с увеличением жесткости спектра скорость выгорания изотопов
практически сохраняется. В этом случае оптимальный вариант при-
близительно соответствует жесткости, при которой число избыточ-
ных нейтронов на акт захвата в топливе достигает максимума.
Иногда может оказаться, что увеличение концентрации топлива
позволяет применить термостойкие конструкционные материалы
(с повышенным сечением поглощения) и за счет этого увеличить
удельную мощность и тем самым скорость выгорания изотопов.
Для реактора в Саванна-Ривере параметр Sc/gS8 ~ 4-10-2
и, следовательно (см. рис. 2.4), эффективные сечения равны
Оэфф = 18,6 +4-IO-2-1300 = 70,6 барн-,
а2« =ц5 + 4.10-2.2290= =207 барн.
Для 235U резонансные интегралы поглощения и деления прибли-
зительно вдвое ниже соответствующих тепловых сечений, поэтому
Оэфф — о235 и эффективный поток приблизительно равен потоку
тепловых нейтронов. Это означает, что для характерного времени
выгорания 242Ри (ФЭфф аэфф)"1 < 0,5 года эффективный поток должен
удовлетворять условию
Фэфф>3,4 • 1015-18,6/70,6 = 0,9-Ю15 нейтрон/(см2-сек).
Увеличение концентрации 235U в активной зоне рассматриваемо-
го реактора уменьшило бы эффективный поток нейтронов,но так как
(2C/£2S)/242 > о242 и 2?’3 ~ 2с, то скорость выгорания 242Ри прак-
тически не изменилась бы. Увеличение концентрации 235U позволило
бы удлинить кампанию и сократить время простоев реактора.
§ 2.6. ПОТОКИ ТЕПЛОВЫХ НЕЙТРОНОВ В ОТРАЖАТЕЛЕ
Для нейтроннофизических исследований предпочтения заслужи-
вают тангенциальные (по отношению к активной зоне) пучки. Они
обеспечивают минимальную примесь быстрый нейтронов и v-квантов,
которые в экспериментах с теп-
ловыми нейтронами являются
фоном. В пронизанном танген-
циальными каналами отражате-
ле важно получить высокие по-
токи тепловых нейтронов в об-
ласти, откуда пучки выводятся;
это обеспечивает и высокое значе-
ние потока в выведенном пучке.
Выясним влияние различных
параметров реактора на поток
тепловых нейтронов в отража-
теле и постараемся определить
условия, при которых отноше-
Рис. 2.5. Характер распределения
потока тепловых нейтронов в актив-
ной зоне (/) и отражателе (2).
ние этого потока к -мощности реактора, т. е. качество по тепловым
нейтронам в отражателе, максимально. Влияния каналов на рас-
пределение нейтронов учитывать не будем.
Для простоты рассмотрим сферическую активную зону, окружен-
ную бесконечным отражателем. В одногрупповом приближении ней-
троны всех энергий генерируются только в активной зоне. Поэтому
одногрупповое приближение не позволяет описать характерные мак-
симумы распределения потока тепловых нейтронов в отражателе
вблизи границы активной зоны (рис. 2.5). Детальное распределе-
43
;	(2.27)
r = R ZAtr
ние потока тепловых нейтронов в отражателе может быть получено
в многогрупповом приближении, в котором генерация тепловых
нейтронов обусловлена замедлением резонансных. Чем больше число
групп, тем более громоздким выражением описываются источники
тепловых нейтронов. Чтобы упростить задачу, обратимся к двух-
групповому приближению, как самому простому из тех, которые
позволяют описать всплески тепловых нейтронов вне активной зо-
ны.
Двухгрупповые уравнения для отражателя имеют вид
Z>1V2O1 —21Ф1 = 0;	(2.25)
Z)2 V2 Ф2 - 22 Ф2 + 21Ф1 - 0,	(2.26)
где Фх и Ф2 — соответственно потоки быстрых и тепловых нейтро-
нов; D± и D2 — коэффициенты диффузии; и 22 — сечение «уво-
да» из быстрой группы и сечение поглощения тепловых нейтронов.
Уравнения (2.25), (2.26) будем решать с граничными условиями
1 б/Ф2
Ф2 dr
ф.(г-^оо)->0,	(2.28)
где R — радиус активной зоны; Ktr — транспортная длина.
В эффективном граничном условии (2.27) величина z зависит от
макроскопических сечений рассеяния и поглощения в активной зоне
и отражателе.
Утечка нейтронов из активной зоны, отнесенная к одному деле-
нию, равна v^koo— 1)/&оо. Она велика при больших значениях kx,
т. е. при высоких концентрациях топлива. Насыщенные топливом
активные зоны можно считать «черными» по сравнению с отражате-
лем и принимать для них z = 0,71.
Для определения абсолютной величины потока тепловых нейт-
ронов в отражателе воспользуемся балансным уравнением:
°°
----- v = 4л Sc С Ф2 (Г) Г2	(2.29)
Левая часть уравнения (2.29) дает число нейтронов, ежесекундно
покидающих активную зону, а правая часть — число нейтронов, по-
глощаемых за секунду в отражателе. Поскольку мы считаем отража-
тель бесконечным, то, естественно, вылетевшие из активной зоны
нейтроны могут поглотиться только в отражателе.
Решение уравнения (2.25), исчезающее при г -> оо, можно запи-
сать в виде
r-R
/т"
Ф1==Л--------,	(2.30)
Г
44
Решая уравнение (2.26) с учетом (2.28), получаем
(2.31)
где L — длина диффузии; 8 и F — произвольные постоянные,
связь между которыми позволяет установить условие (2.27):
&
%
1+R (т
1
1 >R	* -М
\ V т zXtr /
(2.32)
Приведенные в табл. 2.7 параметры показывают, что для материа-
лов отражателя имеют место неравенства Xtr < L и Xfr < Ут. Если
Таблица 2.7
Характерные длины типичных отражателей
Отражатель	/т, см	L, см	Ktr, см
Вода	5,2	2,8	0,42
Тяжелая вода	11,3	100	2,5
Графит	21	54	2,55
Бериллий	10	20	1,47
Окись бериллия	11,5	30 '	1,41
рассматривать активные зоны с достаточно высокой концентрацией
топлива, то z ~ 1 и
—	(2.33)
Следовательно, распределение потока тепловых нейтронов в отража-
теле описывается выражением
/ _ r~R r—R\
ф2’ = А(е L — е	И	(2.34)
г \	)
Заметим, что использование соотношения (2.33) означает замену
эффективного граничного условия (2.27) на Ф2(Т?) = 0. При
7? > такая замена не вносит заметной ошибки.
Из условия (2.29) находим:
£ =— • ----------------7---/? -ц 1ЛГ”\ •	------- v- (2-35)
4я D (1 — /т /£)(1 +R +£	)	Ef
Координата максимума потока тепловых нейтронов может быть
определена из условия d&2ldr = 0.
45
Используя решение (2.34), получаем для координаты максималь-
ного потока трансцендентное уравнение
(2.36)
Характерные длины]/ т и L входят в него совершенно симметрично.
Анализ показывает, что для легкой воды независимо от радиуса
активной зоны

(2.37)
Для бериллия и графита при любом радиусе активной зоны, а для
тяжелой воды при Д/]/т	3
(Го—/?)/	1.	(2.38)
Таким образом, практически для любого отражателя (кроме
легкой воды) можно написать следующее выражение для максималь-
ного потока тепловых нейтронов:
фмакс] _ 1	.
4л D(R ^/t)(r^£4./F) '
е-/т/ь_е-1 fe -1	Q
X---------=---- • —---- •---v.
kx	Ef
Для легководного отражателя
фмакс _ 1	__________L__________х
4л D (R> L) (R + L + ]/т )
е~'—е“д/,/т	kx— 1 Q
tX-----------------------v.
1-/т/£	Ef
(2.39)
(2.40)
Формула (2.39) содержит параметры, влияющие на максималь-
ный поток тепловых нейтронов в отражателе, и дает возможность
оценить это влияние.
Чтобы добиться максимального потока тепловых нейтронов при
заданной мощности реактора, следует выбрать состав активной зоны,
обеспечивающий наибольший коэффициент размножения нейтронов
kx и минимальный радиус. Для получения больших необходима
значительная концентрация высокообогащенного топлива [именно
для такого случая и справедлив переход от (2.32) к (2.33)]. Радиус
активной зоны зависит по существу от двух параметров: коэффициен-
та размножения и длины миграции. Чем больше коэффициент раз-
множения и меньше длина миграции, тем меньше радиус.
Как влияет радиус активной зоны на качество, можно просле-
дить по данным табл. 2.8. Из таблицы, в частности, видно, что при
Таблица 2.8
фмакс	£
Значения параметра ——— • —-------- • 10“10 нейтрон/(см2, • сек • кет),
Q	^оо 1
вычисленного по формуле (2.39)
Отражатель	Радиус активной зоны, см								
	5	10	15	20 |	25	30 |	40 |	50 |	60
Вода	31,2	13,7	7,73	4,96	3,45	2,54	1,54	1,03	0,74
Тяжелая вода	23,7	17,4	13,5	10,9	9,08	7,70	5,78	4,54	3,67
Бериллий	23,3	15,3	10,9	8,16	6,36	5,10	3,49	2,55	1,94
Окись бериллия	26,6	18,4	13,6	Ш,5	8,41	6,88	4,86	3,&3	2,81
Графит	9,75	7,70	6,26	5,21	4,41	3,79	2,89	2,28	1,85
постоянном значении увеличение радиуса заметно уменьшает
качество. Качество уменьшается еще быстрее, если радиус активной
зоны растет за счет уменьшения концентрации топлива (табл. 2.9)
В одногрупповом прибли-
жении
k — 1	/ Л \2
ЯР	/
где М2 — площадь миграции;
б — эффективная добавка.
При Я > б, Я > Ут и Я > А
фмакс	(2.42)
т. е. в случае большой актив-
ной зоны поток тепловых ней-
Таблица 2.9
Качество А* для реактора
с легководным замедлителем
и тяжеловодным отражателем
Радиус активной зоны, см	К., 1О* * б * * * 10 нейтрон/ (см2 • сек •кет)
11,2	6,50
24,0	1,75
30,5	0,95
тронов в отражателе определяется утечкой нейтронов из активной
зоны через единицу поверхности (полная утечка нейтронов обратно
пропорциональна R2 и поверхность активной зоны пропорциональ-
на R2). Если R > б и Я > Ут (но не L), то
фмакс ~ Q/Я3,	1	(2.43)
т. е. максимальный поток тепловых нейтронов в отражателе про-
порционален удельной объемной нагрузке. Если Я^биЯ^Ут,
то зависимость потока тепловых нейтронов от радиуса получается
наиболее слабой:
фмакс	_______
(R +/?) (R +
(2.44)
Качество достигает максимального значения при использовании
активной зоны в виде сферы из делящегося изотопа. При такой ак-
тивной зоне и отражателях из бериллия, окиси бериллия, тяжелой и
легкой воды качество принимает значение ^lO11 * * * * * * * * нейтрон/(см2-сек X
47
X кет). Однако в этом случае отвод тепла из активной зоны возможен
только за счет процесса теплопроводности, что ограничивает мощ-
ность уровнем ~10 кет. Поэтому абсолютное значение максималь-
ного потока тепловых нейтронов не превышает ~1012 нейтрон!(см2 х
Хсек).
В высокопоточных реакторах целесообразно использовать легкую
и тяжелую воду, которые удачно совмещают свойства замедли-
телей и теплоносителей. При высокой концентрации топлива в ак-
тивной зоне и с легководным, и с тяжеловодным замедлителями мож-
но получить koo 2. Однако радиус легководной активной зоны мо-
жет быть меньше (из-за меньшей длины миграции), а качество боль-
ше. Меньший радиус активной зоны приводит к тому, что при оди-
наковых мощностях удельные нагрузки в легководном реакторе ока-
зываются выше.
. При проектировании высокопоточных пучковых реакторов сле-
дует выбирать такую схему, которая позволяет, обеспечив необхо-
димые для экспериментов условия, получить наибольшее качество
Д’. Сопоставление проектных параметров пучковых реакторов с лег-
ководным и тяжеловодным замедлителями показывает, что в реак-
торе с легководным замедлителем качество в ~1,5 раза выше.
Попытаемся оценить максимальную мощность, которую можно
отвести от водо-водяной активной зоны. Расчеты показывают, что
при скорости воды 20 м/сек (как на тяжеловодном реакторе в Са-
ванна-Ривере) и давлении 40 атм критическая тепловая нагрузка
превысит 35 • 103 кет/м2. Это позволит на пластинчатых твэлах
реактора СМ-2 при мощности 100 Мет (запас до критической на-
грузки более 2) достигнуть в тяжеловодном отражателе потока теп-
ловых нейтронов 2,5- 1015 нейтрон!(см2-сек). Дальнейшее форси-
рование мощности возможно за счет увеличения скорости теплоно-
сителя и развития поверхности теплосъема твэлов. Задача увеличе-
ния мощности несколько упрощается в связи с небольшой высотой
активной зоны такого реактора и уменьшением кампании с ростом
мощности.
Таким образом, в течение ближайших лет пучковые реакторы
с водо-водяной активной зоной позволят получать потоки тепловых
нейтронов в отражателе не ниже, чем реакторы с тяжеловодным
теплоносителем и замедлителем, но при мощностях, приблизительно
в 1,5 раза меньших.
Не исключено, что в будущем найдут применение и реакторы на
быстрых нейтронах (для получения потоков тепловых нейтронов в от-
ражателе), поскольку они позволяют получать высокий коэффи-
циент размножения нейтронов при небольшом радиусе активной
зоны.
По поводу выбора отражателя можно заметить следующее. Наи-
большее качество достигается при использовании бериллия, окиси
бериллия и тяжелой воды. Окись бериллия — недостаточно радиа-
ционностойкое соединение, и в высокопоточных реакторах его ис-
пользовать нецелесообразно. Бериллиевый отражатель позволяет 48
48
получать наибольший поток в реакторах с малыми размерами актив-
ной зоны, а тяжеловодный — с большими. Зависимость величины
качества по тепловым нейтронам в отражателе от материала отража-
теля в реакторах с маленькой активной зоной приведена в табл. 2.10.
Таблица 2.10
Значения К для реактора с составом активной зоны,
совпадающим с составом СМ-2, и различными отражателями
Материал отражателя	Удельный вес отражателя, Г {см3	К, ю10 нейтрон/{см2 • сек. • кет)
Бериллий	1,85	6,8
Тяжелая вода	U	5,9
Графит	1,7	3,3
Вода	1,0	2,1
Конструкция пучкового реактора получается наиболее простой
при использовании легководного отражателя. Однако в водяном от-
ражателе максимум потока тепловых нейтронов находится на рас-
стоянии ~L = 2,8 см от активной зоны, а длина пробега быстрых
нейтронов (Е 1 Мэв) приблизительно вдвое больше. Следова-
тельно, в области максимума потока тепловых нейтронов имеется
много быстрых нейтронов. Малость длин L и 'Кт в воде приводит
к тому, что при г > г0 поток тепловых нейтронов быстро спадает
и область с высоким потоком оказывается сравнительно узкой. По
этим причинам вода является не совсем удачным материалом для
отражателя высокопоточного пучкового реактора.
Наиболее широкая область с высоким потоком тепловых нейтро-
нов образуется при использовании тяжеловодного отражателя. Дли-
ны пробега быстрых нейтронов в материалах, обычно используемых
в качестве отражателя, не сильно отличаются друг от друга. Поэтому
фон быстрых нейтронов вблизи максимума потока тепловых нейт-
ронов в тяжеловодном отражателе оказывается минимальным. Кро-
ме этого, тяжелая вода позволяет сравнительно просто организовать
перемещающиеся каналы для вывода нейтронов и тем самым одно-
временно менять интенсивность потока тепловых нейтронов в пучке
и фон быстрых.
Вообще следует иметь в виду, что для всех отражателей с L > ]/т
(т. е. всегда, за исключением воды) область с высоким потоком теп-
ловых нейтронов тем шире, чем больше отношение L/]/ т. Спад по-
тока тепловых нейтронов в области г > г0 определяется длиной диф-
фузии. Следовательно, чем больше длина диффузии тепловых нейт-
ронов в отражателе, чем резче уменьшается фон быстрых нейтронов
по мере удаления от активной зоны. Поэтому большинство проектов
пучковых реакторов с высоким потоком нейтронов, разрабатывае-
мых в разных странах, имеют тяжеловодный отражатель.
49
Рассмотрим изменение потока тепловых нейтронов в произволь-
ной точке отражателя (мощность реактора постоянна) при умень-
шении радиуса активной зоны, обусловленном ростом концентрации
делящегося материала. Из выражений (2.34) и (2.35) получаем
1 dkoo .
feoo ’ dR +
(2.45)
- В выражении (2.45) три слагаемых. Первые два отрицательны
при всех значениях г. Третье слагаемое отрицательно при малых
значениях (г—7?)/]/т и положительно при больших. Таким образом,
Рис. 2.6. Распределение потока тепловых нейтронов в реакторах со
сферическими водо-водяными активными зонами, размещенными в тяже-
ловодных отражателях. Мощность сравниваемых реакторов одинакова,
/—радиус активной зоны 11,2 см; 2 — 24 см; 5 — 30,5 см.
при уменьшении радиуса активной зоны поток тепловых нейтронов
на малых расстояниях от активной зоны всегда возрастает. Однако
на больших расстояниях от активной зоны (где потоки относительно
невелики) положительное слагаемое может изменить знак эффекта.
50
L
Ro
___L_
R+ L
(2.48)
d^!dR<Q.
(2.49)
В одногрупповом приближении
^оо	^оо	/ n V	2^^-П
--21 Ъ___2L = —	1_22	L ,	(2 46)
dR	dRo	\Ro / dR_/?0_U/
где /?0 — эффективный радиус активной зоны.
Значение производной dM2ldR зависит от состава активной зо-
ны. При изменении концентрации горючего в активной зоне с водя-
ным замедлителем значение 7И2 практически не меняется и
2 ^°° ~ *)	(2 47)
dR —	/?0
Пользуясь выражениями (2.45) и (2.47), легко убедиться, что если
2
то при любом г >* R
Неравенство (2.48) выполняется с большим запасом для всех
известных проектов исследовательских реакторов с тяжеловодным
отражателем и с небольшим для реакторов с бериллиевым отражате-
лем. Поэтому, если с увеличением концентрации горючего в актив-
ной зоне с водяным замедлителем ее радиус уменьшается, то поток
тепловых нейтронов возрастает в любой точке отражателя. Для
тяжеловодного отражателя этот результат проиллюстрирован на
рис. 2.6.
§ 2.7. ПОТОК ТЕПЛОВЫХ НЕЙТРОНОВ В ЛОВУШКЕ
Ловушкой нейтронов называют замедляющую полость, располо-
женную в активной зоне. Основное назначение ловушки — увели-
чить поток тепловых нейтронов по сравнению с потоком в активной
зоне.
Прежде всего возникают такие вопросы: на сколько можно уве-
личить поток тепловых нейтронов в ловушке и всегда ли в ловушке
поток тепловых нейтронов выше, чем в окружающей активной зо-
не?
Если бы тепловые нейтроны не диффундировали, то количество
поглощенных в единицу времени в'единице объема нейтронов равня-
лось бы числу образовавшихся. Но тепловые нейтроны генерируют-
ся в результате замедления быстрых нейтронов. Поэтому в отсутст-
вие диффузии в произвольной точке реактора выполнялось бы соот-
ношение
£23Фр = 2сФ,	(2.50)
где — замедляющая способность среды; Фр — поток резонанс-
ных нейтронов (отнесенный к единице летаргии).
51
В «тонких» ловушках (в которых поток резонансных нейтронов
можно считать практически постоянным и равным потоку в бли-
жайщих слоях активной зоны) поток тепловых нейтронов равнялся
бы
= Фр.	(2.51)
\	/ Л
где индекс «л» означает, что соответствующий параметр относится
к ловушке.
В активной зоне поток тепловых нейтронов равнялся бы
Фа 3 = (^Sg/Sc)a 3 Фр,	(2.52)
где индекс «а. з» означает, что соответствующий параметр относится
к.активной зоне.
Из (2.51) и (2.52) получаем, что отношение потоков тепловых
нейтронов равно отношению коэффициентов замедления:
®л  (£28/2с)л	?2
Фа.з (£2s/Sc)a>3
Так обстояло бы дело, если бы не было диффузии тепловых нейт-
ронов. В действительности тепловые нейтроны (также, как нейтроны
других энергий) мигрируют из областей с большим потоком в обла-
сти с меньшим потоком. Поэтому реальный выигрыш в потоке ока-
зывается меньше, чем отношение коэффициентов замедления.
, Сравнивая разные замедлители, находим, что £Ss/Sc минима-
лен для Н2О, a (£Ss/Sc)a,3 < (£Ss/Sc)h2o, за исключением боль-
ших тяжеловодных реакторов, в которых (gSs/Sc)a,3 QSs/Sc)h2o.
Поэтому, как правило, поток тепловых нейтронов в ловушке выше,
чем в активной зоне.
Выясним теперь (с учетом диффузии) влияние размера и состава
ловушки на поток тепловых нейтронов. Для простоты рассмотрим
в двухгрупповом приближении ловушку сферической формы. Урав-
нения для потоков внутри ловушки имеют вид, аналогичный урав-
нениям в отражателе:
£>iV2(I)i — 21Ф1=0;	(2.54)
Z)2 V2 —22Ф2 “F Si Ф1 = 0.	(2.55)
На границе ловушки с активной зоной , для быстрых нейтро-
нов удобно задать условие непрерывности потока, а для тепло-
вых— эффективное граничное условие:
Ф1(Я)=Ф1а.з(Я);	(2-56)
_L^l|	= _----(2.57)
Ф2 dr |г = я zKtr
где R — радиус ловушки.
52
Решение уравнения (2.54), конечное в точке г —0, имеет вид
Фх= const shr/Kl.	(2.58)
Г У"т
Если г//т < 1, то
Фг ~ const (1 +	.	(2.59)
Таким образом, при R2/x<^6 (т. е. ₽//т^1)
Фх ~ const.	(2.60)
Для случая RlVx 1 регулярное в нуле решение уравнения
(2.55) можно записать в виде
Ф2=Д—^+-^-Фх,	(2.61)
г / L	S2
где А—произвольная постоянная.
Граничное условие (2.57) можно заменить уравнением
Ф2Я)=0,	(2.62)
где R9 = R-\-zKlr. Из условия (2.62) получаем
А =---------ML- . А ф	(2.63)
sh7?3/L	22	v ’
и, следовательно,
Ф2 = (i — М . _LLL_\ А_ф	(2.64)
'. k г sh R9/L / S2	'
Поток тепловых нейтронов достигает максимума в центре ло-
вушки:
фмакс —.ф (0) = /1--ММУМф	(2.65)
24 ’	\ sh/?a/L ) S2 1	v ’
s
Множитель Фг соответствует значению потока тепловых нейтронов
в ловушке с бесконечным отношением R3/L при условии, что поток
быстрых (т. е. генерация тепловых нейтронов) такой же, как в тон-
кой ловушке с Rly 1. Множитель 1--------2—j учитывает утечку
тепловых нейтронов в активную зону. Для ее уменьшения и, следо-
вательно, для увеличения потока тепловых нейтронов в ловушке
D Н
желательно, чтобы , р ,f < 1, т. е. RJL > 1 или L->0. Вспомним,
sn /\э/-Ь
что Л2 = D2/22 и длина диффузии может быть малой либо за счет
малого коэффициента диффузии, либо за счет большого сечения
поглощения. Однако при увеличении сечения поглощения умень-
шается не только утечка тепловых нейтронов в активную зону, но
и уровень потока тепловых нейтронов в ловушке: Ф2 ~ 1/2 2. По-
53
этому полезно, чтобы коэффициент диффузии и сечение поглощения
были минимальными.
Оценим поток тепловых нейтронов в ловушках из разных замед-
лителей при условии 7? ~ ]/Ч. Плотность генерации тепловых нейт-
ронов / определяется соотношением
/=|28Фр.	(2.66)
Для тонкой ловушки (7?/]/т	1) можно считать поток резонанс-
ных нейтронов по объему ловушки постоянным и записать формулу
(2.65) в виде
фмакс — / 1 --Rb/L \ ф	(2.67)
\ sh R3/L ij Sc J, p	V
. Для тяжелой воды, графита и бериллия jA/Z, < 1, и при вычи-
слении утечки тепловых нейтронов из ловушки в активную зону
можно воспользоваться разложением
shR3/L~Rs/L + ±(R9/Ly...	(2.68)
О
В этом случае
фмакс~ -1-	*®Р-	(2.69)
В табл. 2.11 приведены отношения фмак=/фр для ловушек из раз-
ных замедлителей при условии 7?э = ]/т
Таблица 2.11
Важнейшие характеристики материалов для нейтронных ловушек
Замедлитель		Vx/L	фмакс/фр	(5Sgt3/2)-l
Вода	64	1,86	26	0,00534
Тяжелая вода	2000	0,11	4,1	0,00384
Бериллий	159	0,5	6,6	0,00569
Графит	170	0,39	4,3	0,00168
Приме ч а н и е. Примесь легкой воды в тяжелой принята равной 0,25%.
Табл. 2.11 демонстрирует преимущества легкой воды для созда-
ния наибольшего потока тепловых нейтронов в ловушке. Это и по-
нятно: ведь у воды самая большая замедляющая способность (ге-
нерация тепловых нейтронов) и самый малый коэффициент диффузии
(утечка тепловых нейтронов из ловушки в активную зону). Коэф-
фициент замедления для тяжелой воды, бериллия и графита больше,
чем для воды, однако большой коэффициент диффузии тепловых
нейтронов в этих средах приводит к значительной утечке тепловых
нейтронов в активную зону.
54
Мы рассмотрели тонкие ловушки. Для ловушек большего ра-
диуса поток резонансных нейтронов нельзя считать постоянным: он
уменьшается к центру. Кроме того, поток резонансных нейтронов
в областях активной зоны, прилегающих к ловушке, также умень-
шается, что приводит к дополнительному уменьшению потока ре-
зонансных нейтронов в ловушке. Правда, с увеличением радиуса
ловушки уменьшается утечка тепловых нейтронов в активную зону.
Результаты получаются менее прозрачными, чем в случае тонких
ловушек. Однако вывод сохраняется: наибольший поток дает ловуш-
ка с обычной водой.
Мы выяснили влияние материала ловушек на поток тепловых
нейтронов. Остается выяснить параметры активных зон, в которых
целесообразно размещать ловушки.
Как правило, основное назначение реакторов с ловушками —
эксперименты в интенсивных потоках тепловых нейтронов. Эконо-
мика таких экспериментов в значительной мере определяется отно-
шением максимального потока тепловых нейтронов в ловушке к
мощности реактора. Из соотношения (2.67) видно, что параметры
активной зоны влияют на поток тепловых нейтронов в ловушке,
определяя поток резонансных нейтронов. Таким образом, предпоч-
тения заслуживают активные зоны, в которых отношение Фр/ф ве-
лико. Получить в явном виде общее выражение для Фр/ф не просто.
Поэтому мы ограничимся сферической геометрией активной зоны
и ловушки, одногрупповым приближением и упрощениями, которые
придают такому рассмотрению полуколичественный характер.
Из равенства материального и геометрического параметров
[см. (2.41)] находим
Z?o = nMlVkZ^,	(2.70)
где
= Я +	.	(2.71)
Эффективный радиус активной зоны 7?0 больше реального R на ве-
личину эффективной добавки. Однако мы будем считать, что /?0 ~
~ 7?.
Объем активной зоны.
4	4	/из
V = — nRs ~ — л*-----.	(2.72)
3	3	(/е^ —1)3/2	>
Удельную объемную нагрузку qv легко связать с нейтроннофизи-
ческими параметрами:
<7у=2сФ0Л-Еу.	(2.73)
Обычно в исследовательских реакторах утечка тепловых нейтро-
нов из активной зоны невелика, поэтому можно считать 20Ф ~
~ £28Фр или
<7у~^Фре	(2.74)
55
Из определения удельной объемной мощности следует
Q ~ —--------SSsФр 6	£	(2.75)
3 (kx-1)3/2 s ₽ v f	v '
ИЛИ
—	----^-(&»-1)3/2------!--•	(2.76)
Q 4л*	0т) Ef	"	7
Как уже отмечалось, в исследовательских реакторах стре-
мятся использовать высокообогащенное топливо и комбинация
(&оо“ 1)3/2/0г) слабо зависит от выбора замедлителя. Из входящих
в выражение (2.76) параметров сильнее всего зависит от выбора за-
медлителя произведение £SsAl3. В активной зоне с высокой концент-
рацией топлива L2 < т и М2 ~ т. Конечно, значение £2д3/2 для
активной зоны отличается от соответствующего значения для чисто-
го замедлителя, однако в наших оценках мы примем их равными.
В табл. 2.11 даны значения (£2 д3^)-1 для различных замедлителей.
Из последней колонки табл. 2.11 следует, что для получения мак-
симального отношения Фр/Q больше других подходят вода и берил-
лий. Однако важно получить не только высокое отношение Фр/Q,
но и высокое абсолютное значение потока резонансных нейтронов,
которое в значительной мере определяется теплотехникой активной
зоны. Вода удачно сочетает свойства лучшего замедлителя и тепло-
носителя, поэтому при выборе замедлителя для активной зоны реак-
торам ловушкой ей следует отдать предпочтение.
§ 2.8. НЕКОТОРЫЕ ФИЗИЧЕСКИЕ ОСОБЕННОСТИ
РЕАКТОРА С ЛОВУШКОЙ
Оптимальные размеры активной зоны
Реакторы с лсвушками (например, для накопление трансплуго-
ниевых элементов) должны проектироваться так, чтобы получить
интенсивный поток тепловых нейтронов в ловушке при высоком
значении качества.
Многочисленные исследования показали, что эти условия удачно
сочетаются в водо-водяных реакторах с эпитепловым спектром нейт-
ронов. Использование воды в качестве замедлителя и теплоносителя
позволяет получить одновременно небольшие размеры активной зо-
ны и высокую энергонапряженность единицы ее объема. Реакторы
с эпитепловым спектром нейтронов имеют ряд важных преимуществ
по сравнению с реакторами на тепловых нейтронах. Активную зо-
ну' реактора с эцитейловым спектром нейтронов можно сделать
меньшего объема и для достижения в ловушке заданного потока
тепловых нейтронов использовать меньшую мощность (последняя
приблизительно пропорциональна объему активной зоны). Далее,
в активной зоне реактора с эпитепловым спектром нейтронов мож-
но увеличить поверхность теплосъема и использовать конструк-
ционные материалы, позволяющие существенно повысить тепловые
56
нагрузки без значительного ухудшения физических характеристик,
В реакторе с эпитепловым спектром поток тепловых нейтронов
высокой интенсивности может быть достигнут не только в ловушке,
но и в отражателе. Высокая энергонапряженность единицы объема
активной зоны приводит к созданию интенсивного потока нейтро-
нов деления. Следовательно, реактор с эпитепловым спектром нейт-
ронов и водяным замедлителем-теплоносителем может служить
мощным источником и тепловых, и быстрых нейтронов. Однако эти
преимущества могут быть реализованы только в реакторах с высо-
кой удельной мощностью.
В реакторах с ловушкой целесообразно использовать отража-
тель, максимально уменьшающий размеры активной зоны. Для во-
до-водяных реакторов с небольшим диаметром активной зоны таким
отражателем является бериллий.
Распределение потока тепловых нейтронов по радиусу активной
зоны в двухгрупповом приближении имеет вид
Ф =4Х Xi (pr) + А2х2 (fir) (yr)+B2y2 (vr),	(2.77)
где At и Bt — постоянные; и х2 — решения уравнения
у2 х + ц2 х = 0;
(2.78)
уг и у2 — решения уравнения
Вид функций xt и уг зависит от геометрии реактора. В водо-водя-
ных реакторах т > L2 и
ц2~(^-1)/т;	(2.82)
v2~ 1/L2.	(2.83)
Поскольку размеры реактора с ловушкой обычно таковы, что
выполняются условия цА/л С 1, vA/л '>> 1, vR » 1 (А — толщи-
на кольца активной зоны, R — радиус ловушки), то распределение
потока тепловых нейтронов около границы активной зоны с ло-
вушкой можно представить в виде
r-R
Ф~Сх + С2е L .	(2.84)
Аналогичный характер имеет распределение потока и около гра-
ницы активной зоны с отражателем. Форма потока (2.84) подтверж-
дается многогрупповым расчетом и экспериментом.
Важно отметить, что во внутренней части активной зоны вдали
от границ поток тепловых нейтронов почти постоянен, а возле гра-
57
ниц (и с отражателем и особенно с ловушкой) имеются резкие всплес-
ки, которые обусловлены притоком тепловых нейтронов из областей
с малым сечением поглощения.
Конструкция реактора с ловушкой получается наиболее про-
стой в случае цилиндрической геометрии. В такой геометрии актив*
ная зона определяется двумя размерами: радиусом ловушки и вы-
сотой активной зоны, с которыми ее внешний радиус связан ус-
ловием критичности.
Очевидно, что при увеличении радиуса ловушки, меньшего ]Лг,
всплеск тепловых нейтронов в ловушке также увеличивается. Сна-
чала он растет быстро, затем
медленнее. Начиная с некоторо-
го значения радиуса ловушки
т поток тепловых нейт-
ронов в центре начинает умень-
шаться и распределение потока
тепловых нейтронов принимает
вид, изображенный на рис. 2.7.
Критический объем реактора
с увеличением радиуса ловушки
монотонно увеличивается. По-
этому качество реактора
гфМаКС (2.85)
Q Ef\^t<bdV
V
имеет максимум.
Рис. 2.8 иллюстрирует вли-
яние радиуса ловушки на
всплеск тепловых нейтронов в
ловушке, критический объем ак-
тивной зоны и качество по теп-
ловым нейтронам для реактора
СМ-2. Максимальное качество
5—6 см (предполагается, что
Рис. 2.7. Характер распределения
потока тепловых нейтронов по ра-
диусу ловушки при 7? > |/"т:
1—ловушка; 2 — активная зона.
соответствует радиусу ловушки
ловушка заполнена водой). Однако если облучаемые в ловуш-
ке образцы вытесняют из нее заметную долю воды, то радиус
ловушки должен быть увеличен. Для реактора с другим составом
активной зоны и отражателя максимум качества, конечно, изме-
нится, но характер изображенных на рис. 2.8 кривых сохранится.
Какая высота активной зоны является оптимальной для реактора
с ловушкой? Ответ на этот вопрос'не может быть однозначным. Все
дело в том, для каких целей предполагается использовать реактор.
Можно указать два предельных случая при выборе оптимальной
высоты:
1. Требуется реактор с наилучшим качеством и небольшим объе-
мом ловушки. В этом случае высота активной зоны Н должна выби-
58
раться из условия минимума ее объема при фиксированных значе-
ниях остальных параметров (состав активной зоны и отражателя,
Рис. 2.8. Влияние радиуса ловушки на всплеск тепловых нейтронов
в ловушке, критический объем и качество:
#л —радиус ловушки, см; Фд/Ф —отношение потока тепловух нейтронов в
центре ловушки к потоку в средней части активной зоны; V/V0~относитель-
ный объем активной зоны; Vb —объем при максимальном качестве; К —качест-
во по тепловым нейтронам, нормированное на единицу.
диаметр ловушки), т. е. из условия
dV/dH — 0.	(2.86)
2. Требуется реактор с большим объемом ловушки. В этом слу-
чае оптимальной является такая высота активной зоны, при которой
' выражение
лчмакс
______ V
Q
(2.87)
имеет максимум (Ул — объем ловушки). При заданных составах
активной зоны и отражателя и заданном диаметре ловушки объем
активной зоны растет не быстрее ее высоты и, следовательно, не
быстрее объема ловушки, т. е.
-±-dV
v
dinV
dlnV„
dinV
din Я
(2.88)
dv„
59
Для конечных значений высоты активной зоны
и только для //->оо
din V
dlnH
d In V
dlnH
(2.89)
(2.90)
Поэтому для реактора с ловушкой большого объема выбор высо-
ты активной зоны должен определяться конструктивными, тепло-
техническими и другими соображениями, но не физическими. С фи-
зической точки зрения чем больше
У
0
20	30	40 И, см
Рис. 2.9. Зависимость объема ак-
тивной зоны с ловушкой от вы-
соты:
V/Vo —относительный объем активной
зоны; Я —высота активной зоны.
высота, тем лучше.
Мы рассмотрели два предель-
ных случая: малой и большой ло-
вушки. Все остальные случаи яв-
ляются промежуточными, и с фи-
зической точки зрения высота ак-
тивной зоны должна выбираться
такой, чтобы производная лежала
в пределах
0<A!lL<1,
d In Н
(2.91)
т. е. высота активной зоны в любом случае должна быть не меньше
той, которая соответствует условию (2.86) (в противном случае
dVIdH < 0). Зависимость объема активной зоны от ее высоты для
реактора СМ-2 приведена на рис. 2.9. Кривая имеет довольно ши-
рокий минимум^близи Н = 35 см. Желательно, чтобы конструкция
узлов и деталей реактора, окружающих активную зону, позволяла
при необходимости менять ее высоту.
Увеличение высоты активной зоны целесообразно еще по двум
причинам: оно ведет к росту компенсирующей способности стержней
регулирования и позволяет увеличить скорость охлаждающей воды
(при постоянном расходе) за счет уменьшения поперечного сечения
активной зоны. Увеличение скорости воды, в свою очередь, позво-
ляет поднять тепловую нагрузку с единицы объема активной зоны.к
Неравномерности энерговыделения
и меры их смягчения
Вблизи границ, отделяющих активную зону от отражателя и ло-
вушки (особенно вблизи последней, если, разумеется, ловушка
имеется), образуются резкие всплески энерговыделения. Резко не-
равномерное энерговыделение приводит, во-первых, к большим теп-
ловым нагрузкам на поверхностях твэлов, а во-вторых, к неравно-
60
мерному выгоранию топлива. Оба эти эффекта могут ограничивать
рабочие характеристики реактора.
Распределение энерговыделения вблизи границы активной зоны
можно выравнять либо уменьшением концентрации топлива в при-
граничных твэлах, либо введением поглотителя.
Приведем без вывода (в одногруппбвом приближении, считая, что
поток резонансных нейтронов в активной зоне и ловушке не меняет-
ся) оценки уменьшения реактивности, связанные с выравниванием
энерговыделения.
Можно показать, что полное выравнивание энерговыделения
профилированием концентрации топлива ведет, к потере реак-
тивности:
6p~/i—е	(^1—
(2.92)
где 9 — вероятность поглощения в топливе в непрофилированной
части активной зоны; £а.з — длина диффузии нейтронов в непро-
филированной части активной зоны; Фгр/Ф — отношение потока
тепловых нейтронов на границе к потоку в средней части активной
зоны до профилирования.
Выравнивание энерговыделения с помощью поглотителя явля-
ется способом более «грубым». Рассмотрим предельный случай очень
тонкого поглотителя на границе раздела активной зоны и ловушки.
Если без поглотителя нейтроны, замедлившиеся во внешнем слое
ловушки толщиной ~ Lh2o, попадали в активную зону, то при на-
личии на границе поглотителя эти нейтроны до активной зоны не
доходят. Потеря реактивности при таком выравнивгс ^^равна
6р~ —L^° . Ощо _	„ п Г2.93)
°р- д ass)r-c’----------------н>°'
Посмотрим, что дают эти способы прим^ '	.-2.
При использовании первого способа тпки (см. табл. 2.6). О
л г----------------------- о 4 тая нейтрон
6р~/ 1— 0,9 -^.(1^.,-—и,05.
Второй способ приводит к потере реактив^ °ти:
LL.J^_o,4.
10	2/3
Таким образом, выравнивание энерговыделения за счет уменьше-
ния концентрации топлива в граничных твэлах приводит к гораздо
меньшей потере реактивности, чем выравнивание с помощью погло-
тителя.
Из приведенных оценок видно, что выравнивание энерговыделе-
ния даже с помощью профилирования концентрации топлива ведет
к значительной потере реактивности. Поэтому выравнивать энерго-
выделение следует только в разумных пределах. Естественно, в каж-
дом конкретном случае требования к выравниванию различны. На-
61
пример, в реакторе СМ-2 профилирование выбиралось из условия
обеспечения —30%-ного среднего выгорания 235U в выгружаемых
из активной зоны кассетах. В активной зоне реактора СМ-2 с непро-
филированной загрузкой энерговыделение на границе с ловушкой
было бы в —7 раз больше среднего и при среднем выгорании 30%
максимальное выгорание было бы близко к полному, что совершен-
но недопустимо. При уменьшении концентрации 235U в сердечнике
3,0
2,0
1,0
0
СО(
Рис.	о „„„'мнение тепловых нагрузок в реакторе СМ-2 по мере
- ^аВИСИ1'	выгорания 235U:
'oM-Z Приведена выгорание 236U; -отношение тепловой нагрузки в
“'ИЙ МИНИМУМ-^бЛИЗИ Н =ловой нагрузке; /, 2, 3, 4—первая от ловушки,
J Ч*	"ья и четвертая пластины.
и деталей реактора, окр
твэлов дЗ™сти менять ее ь выгорания возрастет. Максимальные
тепловые нагрузки*1 актцвне вненной зоне оказались равными
7-Ю3 квт1м\ в то время \ак эксперименты показали работоспо-
собность твэлов реактор'. СМ-2 при тепловых нагрузках, превы-
шающих 12-Ю3 квт/м*. Следует также отметить (рис. 2.10), что
по мере выгорания топлива максимум тепловой нагрузки> постепен-
но уменьшаясь по величине, перемещается в сторону массива ак-
тивной зоны. Поэтому задача правильного профилирования требует
анализа процессов во времени.
Предельное значение качества
реактора с ловушкой
Максимальное качество по тепловым нейтронам может быть до-
стигнуто в реакторе с активной зоной в виде сферического слоя, ок-
ружающего легководную ловушку. Активная зона должна быть про-
€2
зрачной для быстрых нейтронов (чтобы из нее вытекали все ней-
троны деления) и черной для тепловых.
На рис. 2.11 приведены результаты расчета качества и значения
&ос, необходимые для достижения критичности гипотетических реак-
торов с нулевой толщиной активной зоны. Из графиков видно, что
наилучший отражатель — бериллий, использование которого в
принципе позволяет получить приблизительно в 100 раз большее
Рис. 2.11. Зависимость от радиуса ловушки 7?л качества К и
необходимого для достижения критичности в реакторе с легковод-
ной ловушкой:
-----------отражатель из Ве;----—D2 О; —‘—С; —•••—Н2 О.
качество, чем в активной зоне без ловушки (см. табл. 2.6). Однако
в связи с большим сечением поглощения нейтронов легкой водой
условия критичности требуют &оо 4. Разумеется, такие значения
невозможно получить с 233U, 235U, 239Pu.
Если толщину активной зоны увеличить, то часть нейтронов
будет замедляться в пределах активной зоны, и утечка уменьшится.
В результате этого значение необходимое для достижения кри-
тичности, уменьшится. Одновременно уменьшится и плотность ге-
нерации тепловых нейтронов в ловушке, что приведет к уменьшению
потока и качества. В табл. 2.12 приведены значения К и для реак-
торов с легководной ловушкой, водо-водяной активной зоной и от-
ражателем из бериллия.
Как видно из таблицы, при радиусе ловушки 5 см и ~ 1,8
(это значение может быть получено при использовании любого
делящегося изотопа) качество реактора оказывается равным
~3-1011 нейтрон!(см2-сек-кет), т. е. втрое выше, чем предельное
значение качества по тепловым нейтронам в отсутствие ловушки.
63
Таблица 2.12
Значения качества и в зависимости от толщины
активной зоны и радиуса ловушки
Радиус ло- вушки, см	Толщина активной зоны 4 см		Толщина активной зоны 6 см		Толщина активной зоны 12 см	
	К, 10ш нейтрон	^00	К, 10ю нейтрон	^оо	К, 10ш нейтрон	^ОО
	см2 • сек' кет		см2 • сек • кет		см2' сек • кет	
2,5	29,8	2,209	17,4	1,789	5,48	1,338
5,0	33,6	1,778	22,6	1,559	8,61	1,275
7,5	24,7	1,641	17,5	1,475	7,22	1,245
10,0	15,5	1,605	11,1	1,449	5,0	1,234
§ 2.9. ГЛУБИНА ВЫГОРАНИЯ ТОПЛИВА
Очевидно, что количество топлива g, которое потребляется в еди"
ницу времени исследовательским реактором любого типа, прямо
пропорционально мощности реактора Q и обратно пропорционально
глубине выгорания в выгружаемом топливе х, т. е.
(2.94)
С первого взгляда на соотношение (2.94) может показаться, что
чем полнее выгорает топливо, тем меньше его расход. В действитель-
ности это не совсем так.
Рассмотрим такой режим работы реактора, при котором крити-
ческое состояние поддерживается за счет перемещения стержней
регулирования, а замена выгоревшего топлива свежим производит-
ся одновременно во всей активной зоне. При таком режиме работы
производительность реактора по избыточным нейтронам на единицу
мощности остается неизменной в течение всей кампании.
Если мощность реактора равна Q, то производительность в соот-
ветствии с формулой (2.4) равна
где — значение koo в конвд кампании.
Чем больше глубина выгорания топлива, тем меньше значение
k™, а значит, и производительность на единицу мощности. Таким
образом , мощность реактора при заданной производительности яв-
ляется функцией средней глубины выгорания топлива, выгружаемо-
го из активной зоны. Если увеличивать кампанию за счет более глу-
бокого выжигания топлива, то для сохранения производительности
необходимо форсировать мощность реактора. Поток тепловых нейт-
ронов в ловушке, а также поток нейтронов деления и резонансных
нейтронов в активной зоне пропорциональны удельной объемной
€4
Q
----v
нагрузке. Следовательно, отношение указанных потоков к мощнос-
ти реактора также является функцией средней глубины выгорания
топлива. Подобная ситуация имеет место и для потока тепловых
нейтронов в отражателе.
Поэтому если, например, реактор предназначен для получения
заданного потока тепловых нейтронов в отражателе (или ловушке,
или заданного потока нейтронов деления в активной зоне и т. д.),
то его мощность определяется средней глубиной выгорания топлива,
Выгорание
Рис. 2.12. Схема топливного цикла.
и в соотношении (2.94) мощность Q зависит от глубины выгорания,
т. е. Q = Q(x). Таким образом, из соотношения (2.94) не следует, что
§(%) есть монотонно убывающая функция.
Рассмотрим топливный цикл (рис. 2.12). Пусть в реактор в еди-
ницу времени (или за кампанию) поступает g кг топлива. Если
обозначить среднюю по активной зоне глубину выгорания топлива
х, то в реакторе в единицу времени (или за кампанию) сгорает xg кг
топлива, а (1 — x)g кг направляется на регенерацию. Если относи-
тельные потери при регенерации обозначить 8, то из поступившего
на регенерацию топлива в(1 — x)g кг теряется, а (1 — 8)(1 — x)g кг
можно снова направить в реактор. Кроме регенерированного топ-
лива реактор должен получать в единицу времени (или за кампанию)
столько топлива, сколько сгорает и теряется при регенерации, т. е.
xg + е(1 — х) g кг. Обозначим стоимость единицы веса топлива а,
стоимость изготовления твэлов, отнесенную на единицу веса топли-
ва, р, стоимость регенерации облученного топлива, отнесенную на
3 Зак. 629
65
единицу веса поступающего в реактор топлива, у. Стоимость топли-
ва С, потребляемого реактором в единицу времени, можно записать
в виде суммы:
C=(a + p + Y)g-a(l-8)(l-x)g.	(2.95)
В формуле (2.95) слагаемое yg определяет затраты на регенера-
цию облученного топлива, а слагаемое а(1 — 8)(1—x)g— стои-
мость регенерируемого топлива.
В принципе возможны 3 случая:
1)	у/а>(1—8)(1—х) — регенерация экономически невыгодна;
2)	у/а = (1—8)(1—х) — регенерация не влияет на стоимость
эксплуатации;
3)	у/а<(1—8) (1—х) — регенерация экономически выгодна.
' Из соотношения (2.94) видно, что независимо от того, есть реге-
нерация топлива или нет, при х -> 0 g->- со (так как Q(0) ф 0) и,
следовательно, С-> оо. При достаточно глубоком выгорании топ-
лива, когда &оо-> 1, критический объем активной зоны стремится
к бесконечности, и для достижения конечного значения потока ней-
тронов необходима бесконечная мощность. При этом, естественно,
оо. Таким образом, слишком глубокое выгорание топлива так
же нецелесообразно, как и низкое. Оптимальная глубина выгора-
ния зависит от параметров реактора и от величин p/а, у/a и 8.
Для отыскания этой зависимости выражение (2.95) удобно пере-
писать в виде
С = а у (x)Q(x),
где
У = Р/а + ?/а + х + е(1—х)
х
убывающая функция, a Q(x) — возрастающая.
Из выражения (2.97) следует, что
dy t= Р/а +у/а + 8
dx	х2
При регенерации топлива (когда она выгодна)
у/афе< 1 —х(1 —е),
т. е.
у/а + е < 1.
Когда регенерация отсутствует (для этого формально следует
положить у = 0 и е = 1),
у/а+е = 1.	(2.101)
Таким образом, функция у(х) оказывается наиболее крутой
в случае, когда регенерация отсутствует.
66
(2.96)
(2.97)
(2.98)
(2.99)
(2.100)
Чем меньше параметры p/а, у/а и 8, тем более полога функция
у(х). Следовательно, наибольшая (из оптимальных) глубина выго-
рания соответствует случаю, когда регенерации топлива нет. Чем
меньше значения параметров p/а, у/a и 8, тем более низкое выгора-
ние соответствует минимальной стоимости потребляемого топлива.
В пределе, при р/а 0, у/а О и 8 -> 0 оптимальная глубина
выгорания стремится к нулю.
На рис. 2.13 для случая, когда регенерации топлива нет, изо-
бражены кривые расхода 235U и мощности реактора в зависимости
от глубины выгорания 235U при фик-
сированном потоке тепловых нейтро-
нов в отражателе. Расчет сделан для
пучкового реактора с тяжеловодным
отражателем и с активной зоной, имею-
щей такой же состав, как и в реакторе
СМ-2. Расчет мощности выполнен по
формуле (2.39):
q = 4jt-^£)(1— Ух IL) х
V
Рис. 2.13. Зависимость рас-
хода 235U g/gQ и мощности
реактора Q/Qo от глубины
выгорания х при фиксиро-
ванном потоке тепловых
нейтронов в отражателе.
X. Л I u
L ' e-/F/ L-1
00 фмакс
*со-1
X
а расход топлива — по формуле (2.94).
Из рис. 2.13 видно, что минимальный
расход 235U соответствует глубине вы-
горания 20—40%. Мощность реактора
растет при заданном потоке нейтронов с увеличением глуби-
ны выгорания 235U достаточно быстро, а с увеличением мощности
реактора растет и стоимость технологического оборудования. По-
этому следует выбирать выгорание несколько меньше того, которое
соответствует минимальному расходу 235U.
Похожа на рассмотренную и ситуация в реакторах с ловушкой
нейтронов. Максимальный поток тепловых нейтронов в ловушке
фмакс

(2.102)
Следовательно, для обеспечения заданного потока тепловых нейт-
ронов в ловушке мощность реактора должна зависеть от глубины вы-
горания топлива так же, как и объем активной зоны, т. е.
Q(x)~7(x).	(2.103)
Для реактора со сферической ловушкой и составом активной зоны
таким, как в аппарате СМ-2, расход топлива и увеличение мощности
Для обеспечения заданного потока тепловых нейтронов в ловушке
з*
67
зависят от х почти так, как изображено на рис. 2.13. Минимальный
расход 235U соответствует глубине выгорания ~20%.
Рассмотренный режим работы реактора не является наилучшим.
Действительно, при одновременной перегрузке всего топлива из-за
поглощения нейтронов в стержнях регулирования мгновенная про-
изводительность реактора уменьшается на величину
( ^-1	Q
Потери особенно велики в случае глубокого выгорания топлива.
Возможны ситуации, когда в начале кампании стержни регулиро-
вания уменьшают производительность реактора в два раза.
Более выгоден режим «с догрузкой»: стержни регулирования
подавляют сравнительно небольшой запас реактивности, достаточ-
ный только для компенсации отравления 135Хе, а уменьшение реак-
тивности вследствие выгорания 235U, зашлаковывания и отравления
149Sm компенсируется догрузкой свежего топлива, т. е. увеличением
размера активной зоны. При таком режиме работы производитель-
ность реактора по избыточным нейтронам, отнесенная на единицу
мощности, уменьшается в течение кампании. Минимальная относи-
тельная производительность, равная относительной производитель-
ности в режиме с одновременной сменой всего топлива, достигается
в конце кампании. Таким образом, режим с догрузкой свежего топ-
лива позволяет получить больше нейтронов; одновременно увеличи-
вается также интегральный поток тепловых нейтронов в ловушке,
активной зоне и отражателе (все на единицу веса сожженного топ-
лива).
Можно организовать работу реактора с квазинепрерывной пере-
грузкой топлива (поканальной или покассетной); каналы (или кас-
сеты) с выгоревшим топливом заменяются свежими поочередно.
В этом случае в активной зоне поддерживается практически постоян-
ная глубина выгорания. Главное достоинство квазинепрерывной
перегрузки топлива заключается в том, то выгружаемое из реактора
топливо выжжено почти вдвое глубже, чем то, что в среднем содер-
жит активная зона. Это позволяет сократить расход топлива также
почти в два раза по сравнению с одновременной перегрузкой всего
топлива.
В переходе на квазинепрерывную перегрузку топлива заклю-’
чается важный резерв экономии горючего.
§ 2.10. НЕКОТОРЫЕ ЗАКОНОМЕРНОСТИ,
ОБУСЛОВЛЕННЫЕ УРОВНЕМ ПОТОКА
Как было показано в § 2.4, если высокопоточный реактор пред-
назначен для получения тепловых нейтронов в активной зоне, он
должен содержать минимальное количество топлива (поток обратно
пропорционален загрузке). Низкая концентрация топлива подра-
68
зумевает использование слабопоглощающих конструкционных мате-
риалов.
Если высокопоточный реактор предназначен для получения либо
быстрых нейтронов в активной зоне, либо тепловых нейтронов вне
ее (в ловушке или в отражателе), то величина загрузки решающей
роли не играет. Более того, большая загрузка позволяет реже за-
менять топливо и тем самым уменьшает простои реактора. Посколь-
ку в этом случае поток нейтронов определяется плотностью делений,
т. е. удельной (а не общей) мощностью активной зоны, следует до-
биваться уменьшения ее объема и использовать в качестве отражате-
ля бериллий или тяжелую воду. Высокая стоимость этих материа-
лов компенсируется экономией топлива (чем меньше объем активной
зоны, тем ниже ее мощность и расход урана). Кроме того, берил-
лий и тяжелая вода позволяют получить в отражателе большой по-
ток тепловых нейтронов. В качестве конструкционных могут быть
использованы материалы с относительно большим поглощением
(сталь, никель), а в качестве замедлителя-теплоносителя — легкая
или тяжелая вода. Учитывая, что расход топлива определяется спо-
собом перегрузки и глубиной выгорания, последнюю следует тща-
тельно оптимизировать (с учетом простоев при перегрузках).
В реакторах с низким потоком нейтронов топливо выгорает мед-
ленно, время его пребывания в реакторе велико и вложенные в твэ-
лы средства оказываются «замороженными». Поэтому одним из глав-
ных условий экономичности низкопоточного реактора (так же, как
реактора с большим потоком в активной зоне) является небольшая
загрузка топлива. Глубина его выгорания по нейтроннофизическим
соображениям играет меньшую роль, хотя может оказаться важной
по соображениям работоспособности твэлов. Кампания реактора
может также определяться коррозионной и эрозионной стойкостью.
Из-за малого расхода топлива его экономия за счет использования
хорошего отражателя (бериллия или тяжелой воды) обычно не пре-
вышает стоимости отражателя. Поэтому, как правило, используют
несколько худшие, но более дешевые отражатели.
Реакторы со средними потоками занимают промежуточное поло-
жение.
§ 2.11. ТЕОРИЯ ПУЛЬСИРУЮЩЕГО РЕАКТОРА
Мнение специалистов во всем мире склоняется к тому, что для
решения современных задач увеличение стационарного потока до
значений ~5-1016 нейтрон!(см*-сек) путем повышения мощности
реакторов мало целесообразно, хотя технически и возможно. Един-
ственным путем расширения экспериментальных возможностей ис-
следовательских реакторов со стационарным потоком остается улуч-
шение их качества. Однако в опытах с механическими прерывате-
лями, широко используемыми для селекции нейтронов по скорости,
стационарный поток по существу не нужен — он пропускается на
детектор или мишень в интервалы времени, общая длительность
69
которых составляет доди процента длительности опыта. Более 99%
топлива сжигается при этом бесполезно. Выходом из такогб положе-
ния — во всяком случае применительно к обширному классу экспе-
риментов по времени пролета нейтронов* ** — является создание
пульсирующих реакторов* *.
Для целого ряда фундаментальных исследований по ядерной фи-
зике, физике твердого тела и жидкостей, а также для прикладных
исследований по физике реакторов стационарный и пульсирующий
(при том же пиковом значении) потоки равноценны. В то же время
режим работы пульсирующего реактора наилучшим образом соот-
ветствует режиму отбора излучения экспериментальными устройст-
вами. Это улучшает экономичность использования нейтронов и по-
вышает конкурентоспособность реакторов в их соревновании с дру-
гими возможными источниками нейтронов: ускорителями заряжен-
ных частиц, поток которых конвертируется в поток нейтронов,
и подземными ядерными взрывами.
Использование пульсирующего реактора открывает большие воз-
можности и для экспериментов, не связанных с измерением време-
ни пролета, если их осуществление ограничивается постоянным
фоном, не обусловленным излучением реактора (фон а-излучения,
спонтанного деления и так далее). Пульсирующий реактор перспек-
тивен также для исследований, в которых эффекты нелинейно зави-
сят от плотности нейтронов (например, нейтрон-нейтронное взаимо-
действие).
Обсуждение возможностей и области применения ускорителей
и взрывов будет проведено в § 8.3, а этот параграф посвящен пуль-
сирующим реакторам.
Основные соображения
Для лучшего понимания требований, выдвигаемых эксперимен-
тами по времени пролета, следует,«хотя бы очень кратко, остановить-
ся на их описании. Схема одного из таких опытов изображена на
рис. 2.14.
В общем случае скорость счета нейтронов А может быть выражена
очевидной формулой:
тмакс А
A^kr--------(2.104)
где 9П — ширина пропускаемого прерывателем импульса (предпо-
лагается, что она совпадает с шириной канала анализатора); -ft —
интервал между импульсами; X — пролетное расстояние и kr —
коэффициент; пропорциональности.
* Скорость (и, следовательно, энергия) определяется измерением вре-
мени, за которое нейтрон пролетает определенное фиксированное расстояние.
** Напомним, что пульсирующим называется реактор со стационарным
или практически стационарным распределением температуры в активной зоне
и короткими периодическими всплесками мощности.
70
В опытах с медленными нейтронами частота повторения импуль-
сов обычно согласована с пролетным расстоянием и
(2.105)
Таким образом,
Л=М2(Фмакс0п/Ж3).	(2.106)
Разрешением по энергии, определяющим точность результатов
опытов, называется отношение &EIE = RE.
Рис. 2.14. Схема эксперимента по измерению спектра тепловых
нейтронов в реакторе:
1—коллимированный пучок, выведенный из активной зоны; 2 — механический
селектор; 3 —вакуумная труба длиной 4—детектор; 5—предусилитель;
6 — защита детектора; 7—питание детектора и предусилителя; 8—усилитель
и дискриминатор; 9 — монитор нейтронного потока; 10, 11—каналы временного
анализатора, предназначенные для измерения эффекта и фона соответственно*;
12 — блок управления временного анализатора; 13 —усилитель стартовых
магнитных импульсов.
Преобразуя определение Re, имеем
re = ^L = 2v\ — = 2vV	(2.107)
V2	О	X
Иногда разрешение характеризуют величиной
R = A= 0n/5f, мксек/м.	(2.108)
Если ширина канала временного анализатора 0а у= 0П, то в форму-
ле (2.108) следует заменить 0П на (0П + 0а)/2. Однако этот случай
не оптимален с точки зрения величины регистрируемого эффекта.
* Многокан альный временной анализатор — радиотехническое устрой-
ство, регистриру кщее число импульсов в промежутках времени та между
пта и (/г+1) та, где «—номер канала.
71
Заменяя в выражении (2.106) X величиной	получаем I
/ фмаксХ	1
л==Мг1Я^)'	(2Л09)
Поскольку эксперименты желательно проводить при определен-
ном разрешении, скорость счета пропорциональна отношению
фмакс/02, которое удобно считать «качеством импульса»:
^и=фМаКс/02 нейтрон^см2.сек3у	(2.110)
Чем выше качество, тем при заданной разрешающей способности
Re больше число отсчетов за импульс. Из определения (2.110) сле-
дует, что при заданной пиковой интенсивности потока Фмакс вы-
годно всемерно уменьшать длительность импульса 0П.
- Иногда вместо 7<и удобно рассматривать «качество источника»
7(ис, содержащее помимо Фмакс и 0П частоту следования импуль-
сов s:
Кис=5фМаКС/02=5/<и.	(2.111)
Современные механические прерыватели формируют нейтронные
импульсы длительностью 1 — 0,25 мксек, и дальнейшее снижение
0п ограничено прочностью материалов. Именно такие (и более ко-
роткие) импульсы нужны в исследованиях на тепловых нейтронах.
Пусть теперь импульс формируется не механическим селекто-
ром, а непосредственно реактором.
Какова должна быть конструкция пульсирующего реактора,
прежде всего его спектр и устройство для модуляции реактив-
ности?
Очевидно, что длительность реакторного импульса 0р зависит
от времени жизни нейтронов /. Поэтому реактор на быстрых нейт-
ронах обладает двумя важными преимуществами: высоким качест-
вом реакторного импульса, обусловленным малостью /, и высокой
чувствительностью к местным смягчениям спектра, позволяющей
сравнительно легко менять реактивность.
Однако эти преимущества оказываются решающими только для
реакторов третьего класса, в которых не возникает проблема стой-
кости твэлов, а система охлаждения либо вообще отсутствует, либо
не требует большой части объема активной зоны. Если же мощность
реактора измеряется десятками тысяч киловатт, то при малом объе-
ме активной зоны, необходимом для поддержания высокого качест-
ва реактора, возникают значительные трудности.
Во-первых, введение теплоносителя (если он не газовый) приво-
дит к смягчению спектра. Во-вторых, высокий темп выгорания тре-
бует, чтобы величина выгорания в конце кампании достигала десят-
ков процентов.
Стойкость твэлов при больших концентрациях осколков в еди-
нице объема поддерживается разбавлением делящегося изотопа
инертными наполнителями. Это снова приводит к смягчению спект-
72
ра. В результате реактор на быстрых нейтронах с большой удельной
мощностью вряд ли будет иметь I заметно меньшее 10"6 сек (вместо
I— 10“8 сек в реакторе малой мощности и /~ 5-10"6 сек в реакторе
с жестким спектром и водяным замедлителем).
Необходимые изменения реактивности в случае пульсирующего
реактора на быстрых нейтронах легче всего получить, перемещая
сектор отражателя, укрепленный на вращающемся диске: при этом
не возникает проблемы теплоотвода от движущейся части аппарата.
Впервые аппарат такого типа ИБР был построен в г. Дубне
(1960 г.). При средней мощности всего 6 кет он создает максималь-
ный поток, соответствующий 20 Мет.
Ниже излагается теория пульсирующего реактора, разработан-
ная в 1955—1956 г. применительно к ИБР.
Кинетика пульсирующего реактора
Реактор, в котором импульсы мощности возникают при движении
части активной зоны или отражателя, укрепленной на вращающемся
диске, остается подкритическим в течение относительно длительных
промежутков времени и переходит в надкритическое состояние на
короткие интервалы, когда подвижная часть реактора проходит че-
рез его основную, неподвижную часть или рядом с ней.
Изменение числа нейтронов в реакторе во время импульса мощ-
ности можно с достаточной точностью описать уравнением
dn (t) л (/) 8 (0	(2 112)
dt I "г	V •	/
Здесь n(t) — полное число нейтронов в реакторе; I — среднее время
жизни мгновенных нейтронов; S — мощность внешнего источника
нейтронов; е(/) — избыточный коэффициент размножения на мгно-
венных нейтронах. Влияние запаздывающих нейтронов не учиты-
вается, поскольку время их жизни в рассматриваемом случае много
больше длительности всплеска мощности.
Чтобы получить короткий всплеск мощности, нужно на малое
время сделать коэффициент е(/) положительным. Примем за начало
отсчета времени t = 0 момент, когда е(/) имеет максимальное зна-
чение (рис. 2.15). Будем считать функцию е(/) симметричной отно-
сительно точки t = 0. Это условие, очевидно, всегда выполняется,
если изменение реактивности производится равномерным переме-
щением подвижной части реактора.
В далекий от начала импульса момент времени е(/) имеет постоян-
ное отрицательное значение, по абсолютной величине равное 80.
Плотность нейтронов в этот период также постоянна:
(2- ИЗ)
1 Sol
73
Затем 8 начинает увеличиваться. Пока скорость увеличения до-
статочно мала и само значение еще достаточно далеко от нуля, про-
цесс имеет квазистатический характер. В этот промежуток времени
плотность в каждый момент близка к своему равновесному значе-
нию:
(2.44)
Такое положение сохраняется до тех пор, пока выполняется усло-
вие
-«|8(0l4-	(2Л15>
п	I
В дальнейшем мощность начинает расти медленнее, чем это сле-
дует из соотношения (2.114).
Расчеты показывают, что к тому моменту, когда s(t) станет рав-
ным нулю, плотность нейтронов достигнет значения
n(-/0)« 1,25S/J/TT,	(2.116)
где Г = ds/dt\t = -t0- Вслед за этим начинается основной рост
плотности при положительных значениях е. При описании измене-
ния п в этот период можно пренебречь вторым членом правой части
74
уравнения (2.112). Это не приводит к существенным погрешностям
при рассмотрении импульсов, в течение которых мощность реакто-
ра возрастает во много раз. Именно этот случай представляет ос-
новной интерес. Тогда
dn	di
	= 8-.
П-------I
(2.117)
Максимальное значение плотности /гмакс, достигаемое в момент
времени t = t0 (когда 8 снова принимает нулевое значение),
?	... dt
J 8<0T	5 о f 8(i)T
пмакс=п(—/0)е-'о	=^-—6-'»	.	(2.118)
Рассмотрим форму импульса вблизи максимума. В моменты вре-
мени t, близкие к tQ, зависимость e(t) можно представить в виде
8 (Z) = — Г (/—/0).	(2.119)
Тогда из уравнения (2.117) получим
I <-м2г
п (Z) = пмакс е 21
Таким образом, вблизи максимума импульс имеет форму кривой
Гаусса с полушириной 0р, равной
0р ~ 2,35/7/?.	(2.120)
При \t—/0| = Ор/2 плотность n(t) = лмакс/2 (см. рис. 2.15)
Вдали от максимума форма импульса отличается от формы гауссо-
вой кривой, нарастание идет несколько медленнее, а спад — бы-
стрее. Однако численное решение уравнения (2.112) показывает,
что при больших импульсах мощности значительные отступления
от формы гауссовой кривой наблюдаются лишь на краях импульса,
которые вносят малый вклад в его полную энергию (полное число
нейтронов).
В действительности максимальное значение е(/), равное 8т, всег-
да мало по сравнению с единицей. Поэтому зависимость от положе-
ния подвижной части реактора может быть аппроксимирована па-
раболой
8 (х) = ет—а2х2,	(2.121)
где а — величина, зависящая от параметров подвижной части и
реактора в целом. Она характеризует крутизну изменения реактив-
ности при перемещении подвижной части. Зависимость 8 от времени
75
выражается через а и скорость перемещения v следующим образом:
е = 8т—a2 v2t2.
Используя (2.118) и (2.121), получим соотношение лмакс ~
и выражение для интегральной по времени импульса плотности ней-
тронов n^:
пинт= [n(/)^ = S^(em), ^(8т) = -Ц^-е1’33е^а. (2.122)
До сих пор мы исследовали одиночные импульсы мощности.
Рассмотрим теперь случай, когда реактор работает периодически,
давая s импульсов в 1 сек. При таком режиме работы в активной
зоне накапливаются источники запаздывающих нейтронов. Если
мощность реактора имеет сколько-нибудь значительную величину,
то внешними по отношению к импульсу будут источники запазды-
вающих нейтронов, накопившиеся в течение предыдущих импульсов:
5=£1гСг,	(2-123)
i
где Ct — концентрация предшественников запаздывающих нейтро-
нов Лй группы; — соответствующая постоянная распада. Если
интервалы между импульсами малы по сравнению с временем жизни
запаздывающих нейтронов, то при произвольных параметрах, не
обеспечивающих постоянства амплитуды импульсов во времени,
среднюю за период плотность нейтронов можно записать в виде
суммы:
« (0=Пинт(08+Пинт(08ТЦ--	(2.124)
I so I
Здесь второй член соответствует нейтронам, появившимся в проме-
жуток времени между импульсами.
Пользуясь выражением (2.124) при n(t) = const и соотношением
макс Оинт/0р) легко получить важную формулу:
„макс фмакс 180/Р | j .	.
И	ф ~ 1+|80/₽| ' 0pS •	( '	’
Следовательно, большого выигрыша в затратах топлива можно до-
биться при выполнении следующих условий.
1. Под критичность между импульсами достаточно велика
(|е0/р| > 1, практически достаточно |ео/0|	4).
2. Ширина импульсов много меньше расстояния между ними.
Поскольку 6р — (//Г)1/2, это условие реализуется при малых вре-
менах жизни нейтронов и больших скоростях изменения реактивно-
сти в момент &Эфф — 1.
Возвращаясь к формулировке уравнений кинетики пульсирую-
щего реактора, отметим, что в случаях, которые представляют наи-
больший интерес, практически все нейтроны должны появляться
в течение импульсов. Для этого необходимо, чтобы |0/ео| < 1.
Именно такие случаи и рассматриваются в дальнейшем.
Учитывая накопление и распад запаздывающих нейтронов и ис-
пользуя формулу (2.122), получим следующие уравнения, описы-
вающие изменение средней плотности нейтронов:
=	(2.126)
i
dCi
1? = -Л/СД/) + п(0₽г,	,	(2.127)
где — выход запаздывающих нейтронов i-й группы; — р.
Из этих уравнений легко получить условие квазистационарной ра-
боты реактора (амплитуда импульсов постоянна во времени):
JT(em)sP = l.	(2.128)
Обозначим ет, удовлетворяющее уравнению (2.128), smh.
Таким образом, при работе реактора с е — emk осуществляется
самоподдерживающаяся цепная реакция, что соответствует работе
обычного реактора в стационарном режиме с £афф = 1. При ет > emh
происходит разгон реактора (рост амплитуды импульсов), при ет <
< smh цепная реакция затухает. Интересно отметить, что зависи-
мость n(t) для пульсирующего реактора при малых возмущениях
(при ет, близких к emft) аналогична зависимости плотности от вре-
мени в реакторах со стационарным потоком и очень малым I при
эффективном значении доли запаздывающих нейтронов
/ Г 4е3/2
P* = 2emJ -^-1 •	(2.129)
/ L v^a
Поскольку, однако, р* < Р, пульсирующий реактор гораздо
чувствительнее стационарного к изменениям базовой реактивно-
сти ет.
ЛИТЕРАТУРА
1.	Коченов А. С. «Атомная энергия», 21, 97 (1966).
2.	К о ч е н о в А. С. «Атомная энергия», 26, 449 (1969).
3.	Фейнберг С. М. и др. Доклад № 2142 (СССР), представленный на
Вторую международную конференцию по мирному использованию
атомной энергии. Женева, 1958.
4.	Фейнберг С. М. и др. Доклад №320 (СССР), представленный на Третью
международную конференцию по мирному использованию атомной энер-
гии. Женева, 1964.
5.	Бондаренко И. И., Стависский Ю. Я. «Атомная энергия»,
7, 417 (1959).
ГЛАВА 3
ФИЗИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ ПРОЕКТИРОВАНИЯ
§ 3.1.	УДЕЛЬНЫЕ МОЩНОСТИ
Одной из важных характеристик реактора является удельная
топливная мощность т. е. мощность, приходящаяся на единицу
веса топлива:
qT = Q/G.	(3.1)
Сопоставляя выражения (3.1) и (2.16), нетрудно убедиться в том, что
в реакторах на тепловых нейтронах удельная топливная мощность
определяет средний по активной зоне поток тепловых нейтронов
в твэлах.
В водо-водяных энергетических реакторах (обогащение урана
2—3%) удельная топливная мощность приближенно равна
1 Мвт/кг 235U. Такого же порядка qT и в реакторах на быстрых ней-
тронах. Например, для реактора БН-350 (обогащение 20 %) qT ~
~ (1 — 1,5) Мвт!кг 235U.
В экспериментальных устройствах, размещенных внутри актив-
ной зоны (в каналах, ампулах и т. д.), поток тепловых нейтронов
может быть как выше, так и ниже потока в твэлах.
В гл. 2 уже отмечалось, что в ловушке поток тепловых нейтронов
выше, чем в активной зоне. Иное дело в петлевом канале, предназ-
наченном для испытания тепловыделяющих сборок, который,
как правило, обладает значительным поглощением даже без загруз-
ки исследуемых образцов. Это объясняется следующими обстоятель-
ствами. Петлевой канал, предназначенный для испытания ТВС
в теплоносителе с высоким давлением, должен иметь сравнительно
толстые стенки. Так обстоит дело, например, при испытании в натур-
ных условиях ТВС водо-водяных энергетических реакторов, в кото-
рых, как известно, температура теплоносителя ^300° С, а давление
^100 атм. Внешний кожух петлевого канала, который предохра-
няет активную зону от возможных аварий в петле, еще более увели-
чивает «черноту» канала. В случае химически несовместимых тепло-
носителей конструкция петлевого канала усложняется. Появля-
ются дополнительные перегородки и, следовательно, дополнитель-
ное вредное поглощение нейтронов. Такая ситуация имеет место,
например, при испытании в водо-водяном петлевом реакторе ТВС,
охлаждаемых натрием.
78
В силу отмеченных причин обычно приходится иметь дело с пет-
левыми каналами, содержащими большое количество конструкцион-
ных материалов, которые заметно поглощают нейтроны.
Размещение в экспериментальном канале ТВС, сильно погло-
щающей тепловые нейтроны, может привести к дальнейшей значи-
тельной депрессии потока: в результате поток медленных нейтронов
в образце уменьшится в несколько раз. Поэтому петлевые реакторы
надо проектировать таким образом, чтобы получать необходимый
поток нейтронов в исследуемых ТВС, а не в твэлах петлевого реак-
тора.
Другой важной характеристикой реактора является удельная
объемная мощность qy (ее часто называют плотностью тепловыделе-
ния), т. е. мощность, приходящаяся на единицу объема активной
зоны:
qv = (HV.	(3.2)
Удельная объемная мощность определяет плотность генерации
и в значительной мере поток нейтронов деления, который связан
с удельной объемной мощностью соотношением
Ef 2Ув+2с + х2£н.д
(3.3)
гдеОн.д — коэффициент диффузии нейтронов деления; 2ув — макро-
скопическое сечение «увода» нейтронов из рассматриваемой области
энергии; х2 — геометрический
параметр.
Оценим возможность ис-
пытания твэлов энергетиче-
ских реакторов на быстрых
нейтронах в исследователь-
ских реакторах. Для этого со-
поставим потоки нейтронов
деления, которые в обоих слу-
чаях определяются формулой
(3.3). В энергетических реак-
торах на быстрых нейтронах
так же, как в исследователь-
ских реакторах на тепловых,
2с4-х2£>н.д < SyB, поэтому с
точностью до двойки о вели-
чине Фн.д можно судить по
Таблица 3.1
Средние удельные мощности
и сечения увода (за порог Е = 1 Мэв)
в некоторых исследовательских
реакторах на тепловых (и эпитепловых)
нейтронах и энергетических
реакторах на быстрых нейтронах
Реактор	qy, квт/л	2ув’ СМ 1
СМ-2	1700	0,11
МИР	140	0,07
ETR	500	0,09
БР-5	350	0,03
БН-350	450	0,038
БОР-60	880	0,024
qy и 2ув (табл. 3.1).
Из табл. 3.1 видно, что в водо-водяных исследовательских реак-
торах первого класса (например, в СМ-2) можно достичь потока ней
тронов с энергией выше 1 Мэв того же порядка величины, что и в
энергетическом реакторе на быстрых нейтронах. Однако при испы-
тании в реакторе с водяным замедлителем и теплоносителем твэлов
79
реакторов на быстрых нейтронах следует учитывать различия в жест-
кой части спектра быстрых нейтронов. Дел/в том, что при энергиях
Е ~ 1 Мэв сечение рассеяния на водороду резко возрастает с умень-
шением энергии и в среде с водородсодержащим замедлителем поток
нейтронов в этой области заметно уменьшается. В реакторах же на
быстрых нейтронах поток в этой области энергии возрастает в связи
с уменьшением сечения неупругого рассеяния.
В настоящее время трудно сказать, в какой мере это обстоятель-
ство изменяет условия испытаний твэлов реактора на быстрых нейт-
ронах в водо-водяных исследовательских реакторах. Можно, одна-
ко, ожидать, что при большом интегральном потоке быстрых нейт-
ронов и соответственно большой концентрации дефектов в материа-
ле накопление радиационных нарушений замедляется или даже
приходит к насыщению. В таком случае различие спектров в облас-
ти £•< 1 Мэв будет сказываться слабо.
§ 3.2.	МАКСИМАЛЬНАЯ УДЕЛЬНАЯ МОЩНОСТЬ
Целый ряд параметров исследовательского реактора зависит
от величины средней удельной объемной мощности qy. В числе таких
параметров следует назвать поток нейтронов деления, поток резо-
нансных нейтронов, поток тепловых нейтронов в ловушке и отража-
теле. Интересно выяснить влияние различных факторов на удельную
мощность и найти условия, при которых она достигает максимума.
Очевидно, что для достижения максимума qy необходимо уменьшить
долю объема активной зоны, не участвующую в процессе тепло-
отвода.
С этой точки зрения чрезвычайно ценными представляются свой-
ства обычной и тяжелой воды, совмещающей качества замедлителя
и теплоносителя. Важно также максимально развить поверхность
теплоотдачи, которую можно охарактеризовать эквивалентным диа-
метром твэла
dT = 4VT/F,	(3.4)
где VT — суммарный объем твэлов, включая покрытия; F — их
поверхность теплоотдачи.
В большинстве исследовательских реакторов в качестве замед-
лителя и теплоносителя используется обычная вода. Поэтому при
определении дуакс ограничимся рассмотрением реакторов, в кото-
рых теплоноситель одновременно является и замедлителем.
По аналогии с эквивалентным диаметром твэла введем гидравли-
ческий диаметр канала
d3 = 4VB/F,	(3.5)
где V3 — объем замедлителя. Выражение для qy можно записать
в виде
80
Для определения отношения Q/F (тепловая нагрузка, приходя-
щаяся на единицу поверхности твэла) воспользуемся уравнением
баланса тепла:
Q = SwyCp(TB^-TBX),	(3.7)
где S — проходное сечение теплоносителя в активной зоне; w, у,
Ср, ^вх и ^вых — соответственно его скорость, плотность, тепло-
емкость и температура на входе и выходе.
Проходное сечение теплоносителя легко связать с гидравличес-
ким диаметром канала и высотой активной зоны:
= А А
Н 4 ' Н '
(3-8)
где Н — высота активной зоны.
Если нет осевого гидравлического профилирования и коэффи-
циент теплоотдачи не меняется по длине твэла (т. е. нет поверхност-
ного кипения), то при любом распределении энерговыделения по
активной зоне максимальная температура поверхности твэла удов-
летворяет неравенству
гр (/макс гр	гр	<7макс
* вх । а макс * вых П
(3-9)
где <7маКс — максимальная тепловая нагрузка на поверхности твэ-
ла; а — коэффициент теплоотдачи.
Часто (в том числе и при симметричном распределении энерго-
выделения по высоте активной зоны) пределы возможных значений
Тмакс оказываются вдвое уже:
Т 1	I <7макс т	гр ! <7макс	о 1 п
вх *"Г	2	ос	макс * вых » а
где АТцод = TBBVi — Твх. Для подавляющего числа исследова-
тельских реакторов А7'под < <7макс/а> и с хорошей точностью мож-
но положить
макс — вых _Ь9макс/<^ф	,	(3.11)
В некоторых случаях условие (3.11) выполняется точно, напри-
мер для постоянного распределения тепловыделения по высоте
активной зоны, для распределения, при котором максимум тепловой
нагрузки совпадает с точкой выхода теплоносителя из. активной зо-
ны (последняя ситуация часто возникает в «черных» активных зо-
нах).
Соотношение (3.11) можно несколько видоизменить:
АТ~ДТпод + ?макс/а,	(3.12)
где АТ = Тмакс — Твх. В наиболее напряженном канале
АТпод=7<гДТпад,	(3.13)
81
где Kr — коэффициент неравномерности эцерговыделения по ра-
диусу. Выражение для среднего подогрева'теплоносителя в актив-
ной зоне АТП0Д с помощью соотношений (3.7) и (3.8) можно преоб-
разовать к виду
АТ
пов
н 0_
d3 F
Следовательно,
AT= +
a wyCp
(3-14)
(3.15)
4
где Ку = qM&KC/q- Подставляя в (3.6) выражение для Q/F, получаем
4ДТ
/ Kv 4	Н
(dT4-d3) I----1--—— • —
\ a	wyCp	d3
(3.16)
Формула (3.16) справедлива и в том случае, когда переменные в рас-
пределении энерговыделения не разделяются, если Кг определить
условием (3.13).
Анализ соотношения (3.16) показывает, что удельная мощность
qv достигает максимума при некотором определенном значении гид-
равлического диаметра d3. Малое количество теплоносителя приво-
дит к его перегреву, а большое — к слабому развитию поверхности
и перегреву стенок твэлов.
Определим оптимальный гидравлический диаметр d3. Предполо-
жим, что коэффициент теплоотдачи не зависит от гидравлического
диаметра (на самом деле имеется слабая зависимость вида
а ~ d3~0'2).
Из условия
dqv/dd3=Q	(3.17)
получаем
,	f~Kr iaH
6/30 “	]/ Kv cpwXdT'	<3-18)
Таким образом,
макс	4аДТ	,	,о 1П.
Яу =-----:...................  -.	(3.19)
I + г . ——
[	|/ Ку Cpwy
Выражение (3.19) демонстрирует влияние различных факторов
на значение qyaKC. В частности, удельная мощность может быть су-
щественно поднята, если увеличить скорость теплоносителя, умень-
шить высоту активной зоны, использовать более термостойкие ма-
териалы, а также если понизить температуру теплоносителя на вхо-
де в активную зону. Заметное влияние на величину qyaKC оказывают
размеры и форма твэлов (dT). Наименьший эквивалентный диаметр
:82
может быть реализован в пластинчатых твэлах. Так, в реакторе СМ-2
dT = 26 = 1,6 мм (6 — толщина пластинчатого твэла). Создать
цилиндрические твэлы такого диаметра практически невозможно.
Отметим, что зависимость qv от d3 в определенных пределах доволь-
но слабая. Например, отклонение d3 от оптимального значения d3Qj
на 50% приводит к уменьшению qv не более чем на 10%. При кон-
кретном выборе скорости теплоносителя, материалов и т. д. необ-
ходимо учитывать ограничивающие факторы: увеличение коррозии
и эрозии при увеличении скорости теплоносителя, увеличение дав-
ления теплоносителя при использовании более термостойких твэ-
лов и т. д.
Формула (3.19) дает предельное значение qv в случае, когда ог-
раничением сдужит температура поверхности твэлов. Однако преж-
де чем обращаться к этой формуле, надо убедиться, что критическая
тепловая нагрузка превышает максимальную, ибо высокая тепло-
вая нагрузка на поверхности твэлов может также являться ограни-
чивающим фактором.
§ 3.3.	ОЦЕНКА МОЩНОСТИ ПЕТЛЕВОГО КАНАЛА
Выделяемая в ТВС мощность в основном определяется количест-
вом нейтронов, ежесекундно поглощаемых в делящихся изотопах,
твэлов.
Размеры петлевых каналов обычно невелики по сравнению с дли-
ной замедления, и образовавшиеся в них нейтроны деления стано-
вятся тепловыми и поглощаются в основном в окружающей среде.
Увеличение потока за счет генерации нейтронов в образцах, как
правило, незначительно, поэтому при оценках мощности петлевого-
канала будем учитывать только поглощение нейтронов.
Если поглощение нейтронов петлевым каналом определяется
конструкционными материалами, то наличие внутри него делящих-
ся изотопов практически не влияет на величину потока тепловых
нейтронов на образец. В этом случае распределение потока тепло-
вых нейтронов в петлевом канале и около него определяется свойст-
вами петлевого канала без образца, а выделяемая в образце мощ-
ность практически пропорциональна загрузке делящихся изотопов.
Наоборот, если стенки канала «прозрачны», а концентрация деля-
щихся изотопов велика и они поглощают почти все падающие на
канал нейтроны (так что канал в целом становится «черным»), то
при изменении загрузки делящихся изотопов мощность петли прак-
тически не меняется.
В промежуточном случае (поглощение нейтронов в делящихся
изотопах и конструкционных материалах одного порядка) мощ-
ность ТВС растет с увеличением концентрации делящихся изотопов
слабее, чем по пропорциональному закону.
Чтобы определить количество нейтронов, поглощаемых в еди-
ницу времени каким-либо образцом, надо знать либо средний по его
объему поток нейтронов, либо градиент потока на поверхности об-
83
разца. Но, как правило, и средний поток и градиент потока на по-
верхности зависят от размеров и свойств самого образца. Поэтому
для оценки количества поглощаемых в единицу времени каким-
либо образцом нейтронов приходится всю процедуру расчета (или
эксперимента) проводить заново. Одцако в предельных случаях
прозрачного и черного образцов задача упрощается.
При облучении прозрачного образца (2С/ < 1, где I — средняя
хорда в образце) количество ежесекундно поглощаемых тепловых
нейтронов связано с потоком простым соотношением
/=2СКФО,	(3.20)
где V — объем образца; Фо — невозмущенный поток тепловых ней-
тронов в месте расположения образца.
При облучении черного (Sc^ > 1) образца со средней хордой,
.много меньшей длин диффузии, замедления и расстояния до края
активной зоны, можно воспользоваться теорией возмущений. Пусть
для определенности образец представляет собой сферу с радиусом
р. Тогда можно показать, что
У = 4лр2-^-Ф0,	(3.21)
1 + ИР
тде D — коэффициент диффузии в окружающей среде;
1 ЛФ
Ф dr г=р
1
Если радиус образца много меньше Xtr, так что рр С 1, то
J ~ 4лр2 р£>Ф0 ~ Фо	(3.22)
<(р,О есть константа, не зависящая от свойств среды). Если выпол-
няется условие цр > 1, то
j ~ 4лр2 А ф0 _ ОФ0.	(3.23)
Р
Поэтому при облучении «черных» образцов одинакового размера при
-одном и том же значении невозмущенного потока тепловых нейтро-
нов предпочтение заслуживает среда с большим коэффициентом диф-
фузии.
Как правило, ТВС состоит из нескольких твэлов, разделенных
теплоносителем. Твэлы, входящие в одну ТВС, экранируют друг
друга. Поэтому оценить мощность, выделяемую в ТВС, сложнее,
чем в отдельном неэкранированном твэле.
Часто требуется исследовать ТВС с определенной геометрией
и заданным обогащением. Какой должна быть активная зона для
того, чтобы мощность петлевого канала была максимальной? Чтобы
ответить на этот вопрос, рассмотрим распределение потока тепловых
нейтронов около петлевого канала. Для выяснения основных зако-
номерностей достаточно рассмотреть наиболее простой случай, ког-
да петлевой канал можно считать черным по сравнению с активной
зоной. Поглощаемые в петлевом канале нейтроны условно разделим
на две группы: 1) «внешние» — замедлившиеся по тепловой энер-
гии в активной зоне и затем втекающие в петлевой канал, и 2) «внут-
ренние» — замедлившиеся в пределах петлевого канала.
Для оценки количества внешних нейтронов рассмотрим следую-
щую одногрупповую задачу. Прямой круговой цилиндр радиусом р
помещен в бесконечную среду с постоянными источниками тепловых
нейтронов /. Граничное условие для этого случая можно записать
в виде
где г = 0,71 при р > и z = 4/3 при р < Ktl..
Решение уравнения диффузии для г > р имеет вид
Ф=ЛК0(г/Л)+//2с,	(3.25)
где А — произвольная постоянная.
Ток нейтронов через единицу поверхности цилиндра
Z = -DgradO|r=p=4-^-K1(p/L).	(3.26)
Произвольную вия (3.24):	постоянную А определим из граничного уело- Л= - V-	•	(3.27) (p/L) +z	(p/L)
Плотность генерации тепловых нейтронов (2.66), как уже от-
мечалось, связана с потоком резонансных нейтронов соотношением
/=&<!>₽•
а поток резонансных нейтронов легко выразить через удельную
объемную мощность:
= (3-28)
где Рб — вероятность для замедляющихся нейтронов избежать утеч-
ки из активной зоны.
Число внешних тепловых нейтронов (втекающих в единицу вре-
мени из активной зоны в петлевой канал) дается формулой
qvL	Ki (р/М
=ПК Нк I i I =ПК Нк V •----------4-!---------Рб, (3.29)
Lf Ko(f>/L) +г-^ КАР/L)
где Пк — периметр петлевого канала; Нк — его высота.
Выражение (3.29) позволяет определить мощность черного пет-
левого канала при условии, что внутри канала нет генерации теп-
85
ловых нейтронов. Подобная ситуация возникает, например, при ис-
пытании в петлевом канале теплового реактора твэлов реактора
с жидкометаллическим или газовым теплоносителем. При фикси-
рованном размере петлевого канала и фиксированном значении qy
мощность петлевого канала пропорциональна длине диффузии теп-
ловых нейтронов в активной зоне.
Поскольку L~ Уа 2С ~ ртот/0, и учитывая, что рт ~
~ Qv/Qt = GJV, из соотношений (3.26) и (3.27) легко получить,
что
(3.30)
Следовательно, если внутри петлевого канала нет генерации
тепловых нейтронов, то его мощность зависит от qT и qy одинаковым
образом. Соотношение (3.30) показывает, что в петлевом реакторе
выгодно иметь активную зону с большим коэффициентом диффузии
и малым сечением поглощения горючего, т. е. с жестким спектром
нейтронов. Конечно, выражение (3.30) не дает прямого ответа на
вопрос об оптимальной активной зоне реактора, поскольку входя-
щие в него величины взаимосвязаны; например, большой коэффи-
циент диффузии означает и большую утечку нейтронов, и, следо-
вательно, уменьшение qT при фиксированном значении удельной
объемной мощности qy. Для реакторов с малыми активными зонами
это может оказаться невыгодным. Другой пример: с увеличением
концентрации горючего в активной зоне спектр нейтронов становит-
ся более жестким и сечение поглощения горючего уменьшается.
Однако величина ртот растет, т. е. | i | уменьшается (<7т/ат~<7у/рт(Ут)'
Перейдем к вычислению поглощения «внутренних» нейтронов.
Если петлевой канал тонкий, т. е. р < ]/т (как правило, каналы
удовлетворяют этому соотношению), то можно считать, что поток
резонансных нейтронов почти не меняется* по радиусу и сохраняет
приблизительно такое же значение, как и в активной зоне вблизи
канала. Поэтому для плотности генерации тепловых нейтронов
внутри петлевого канала можно написать выражение
(£Ss)k Яу п
S^s t-f
Следовательно, число нейтронов, замедляющихся в единицу време-
ни до тепловой энергии в петлевом канале (а в наших предполо-
жениях и поглощаемых), равно
,  (£Ss)k- qv
где SK — поперечное сечение петлевого канала.
Из выражения (3.32) видно, что при заданном размере петлевого
канала и при заданной удельной мощности реактора число замед-
86	л
(3.31)
(3.32)
ляющихся в пределах канала нейтронов определяется отношением
замедляющих способностей петлевого канала и активной зоны.
Таким образом, всего в единицу времени в петлевом канале
поглощается число нейтронов, определяемое выражением
Ki (P/L)_______[ (£Ss)K dK
Ko((>/L) +z-^K1(p/L)	£2* 4
ХПКЯК^Р,	(3.33)
Ef
В водо-водяных реакторах утечка тепловых нейтронов сравни-
тельно невелика, и поэтому можно считать, что Рб ~ 1Жо.
Итак, для увеличения мощности петлевого канала заданных раз-
меров следует увеличить:
1)	длину диффузии тепловых нейтронов в активной зоне;
2)	отношение замедляющей способности петлевого канала к за-
медляющей способности активной зоны;
3)	удельную объемную мощность в активной зоне.
В петлевых реакторах МР и МИР часть воды (практически ъся
межканальная вода) вытеснена из активной зоны бериллиевыми
вкладышами (см. рис. 5.12). В результате этого уменьшена замед-
ляющая способность активной зоны и увеличена длина диффузии
тепловых нейтронов в активной зоне. Следовательно, вытеснение
воды бериллием позволяет увеличить мощность петлевого канала как
за счет большего замедления нейтронов в петлевом канале, так и за
счет увеличения диффузии тепловых нейтронов из активной зоны.
Кроме этого, замена воды на бериллий увеличивает длину замедле-
ния нейтронов и, следовательно, размеры активной зоны; это дает
возможность приблизить условия испытания ТВС энергетических
реакторов к рабочим (обычно высота активной зоны в энергети-
ческом реакторе значительно больше, чем в исследователь-
ском).
Конечно, хотелось бы иметь реакторы с мощными петлевыми
каналами и как можно меньшим энерговыделением в активной зоне.
Однако из выражения (3.33) видно, что чем больше k^, тем меньше
мощность петлевого канала (Рб уменьшается), но меньше и мощ-
ность реактора (меньше размеры активной зоны). Таким образом,
при выборе физической схемы петлевого реактора приходится идти
на компромисс. Обычно при его сооружении вопрос о выборе мощ-
ности петлевых каналов решается на основе планируемых экспери-
ментов.
При испытаниях твэлов с большой концентрацией топлива из-за
депрессии потока тепловых нейтронов трудно обеспечить достаточно
равномерное распределение мощности по испытываемой ТВС. Вмес-
те с тем надтепловые нейтроны распределяются гораздо равномер-
87
нее, поскольку их средний пробег приблизительно в 4 раза больше
пробега тепловых. Поэтому ужестчение спектра нейтронов в ТВС
может привести к существенному выравниванию тепловыделения.
Грубая оценка величины кадмиевого отношения для поглотителя
с законом ос ~ Дает величину Red — 1 + 2^2S/2C. Отсюда
видно, что существует два пути снижения 7?са’ 1) увеличение кон-
центрации горючего и 2) уменьшение замедляющей способности.
Первый путь предпочтительнее в реакторах небольших размеров,
второй — в реакторах больших размеров, поскольку уменьшение
замедляющей способности приводит к увеличению утечки нейтронов.
§ 3.4.	РЕГУЛИРОВАНИЕ МОЩНОСТИ И СПЕКТРА НЕЙТРОНОВ
В ПЕТЛЕВОМ КАНАЛЕ
Система управления многопетлевым реактором должна обеспе-
чивать возможность автономного регулирования мощности каждого
канала и спектра нейтронов, падающих на образец. Осуществление
такого регулирования является задачей довольно сложной, посколь-
ку изменение нейтронного поля в одной части реактора вызывает
перераспределение его по всему реактору. Методы регулирования
мощности петель и спектра падающих на образец нейтронов можно
разбить на две группы.
Методы регулирования первой группы основаны на перерас-
пределении долей поглощения нейтронов между компонентами пет-
левого канала. Такое перераспределение можно реализовать, на-
пример, введением в петлевой канал дополнительных поглотителей
(либо подвижных, либо — если они растворены в теплоносителе —
с регулируемой концентрацией) или созданием слоя замедлителя
между активной зоной и петлевым каналом. Изменением состава
замедлителя можно в некоторых пределах варьировать поглощение
и спектр падающих на исследуемый образец нейтронов. Такой спо-
соб регулирования наиболее эффективен в активных зонах с доста-
точно жестким спектром (например, СМ-2). .
Методы регулирования второй группы позволяют поддерживать
интенсивность деления в активной зоне на необходимом уровне,
изменяя некоторые ее характеристики. Примером реализации таких
методов может служить изменение загрузки урана путем организа-
ции подвижных кассет с твэлами в реакторах МР и МИР или метод
локального регулирования интенсивности делений в активной зоне
путем изменения утечки нейтронов, как это реализовано, например,,
в реакторе ATR. Реализация метода ATR потребовала создания
специальной формы активной зоны — «замкнутого серпантина»
(см. рис. 5.10).
Это позволило увеличить долю нейтронов, которые, замедляясь
в отражателе, возвращаются в активную зону. Поэтому, увеличи-
вая или уменьшая поглощение нейтронов в отражателе, можно ак-
тивнр вмешиваться в баланс нейтронов.
88
§ 3.5.	ВЛИЯНИЕ ОБЛУЧАЕМЫХ ОБРАЗЦОВ
НА ПОТОК ТЕПЛОВЫХ НЕЙТРОНОВ В ЛОВУШКЕ
Образцы, предназначенные для накопления трансурановых изо-
топов, конструктивно выполняются как твэлы (хотя, разумеется,
не обязательно как твэлы реактора, в который они должны быть по-
мещены). Особенность образцов состоит в том, что они должны до-
пускать выжигание не только всего стартового изотопа, но и изото-
пов цепочки ядерных превращений. Это условие приводит к низкой
концентрации стартового материала в наполнителе (матрице).
В мишенях реактора HFIR конструкционным материалом (ко-
торый должен быть слабопоглощающим) наполнителя и оболочки
является алюминий. Мишени располагаются в трубках (тоже из
алюминия) — это позволяет получить высокую скорость охлаждаю-
щей воды (при сравнительно малом ее расходе), высокий коэффи-
циент теплоотдачи, а следовательно, и высокую тепловую нагрузку
на поверхности образца. Объем трубок и образцов в реакторе HFIR
составляет приблизительно 30% объема ловушки.
В области, где располагаются мишени, поток тепловых нейтро-
нов падает за счет уменьшения плотности их генерации (в связи с
вытеснением части воды) и из-за увеличения поглощения в ловуш-
ке (за счет мишеней).
Оценим сначала уменьшение потока тепловых нейтронов в слу-
чае, когда концентрация поглотителя в ловушке невелика (макро-
скопическое сечение поглощения после размещения мишеней не
меняется), но образцы вытесняют заметную долю воды. Поскольку
замедляющая способность конструкционных материалов пренебре-
жимо мала по сравнению с замедляющей способностью воды, можно
считать, что генерация тепловых нейтронов в ловушке пропорцио-
нальна доле невытесненной воды. Если конструкционный материал
мишени — алюминий, то можно считать, что коэффициент диффу-
зии нейтронов в ловушке также определяется долей оставшейся воды
()$ = 11 см\ = 0,42 см). Обозначив е объемную долю воды
в ловушке, замедляющую способность и длину диффузии тепловых
нейтронов в ловушке можно выразить через соответствующие пара-
метры для воды: (^2в)л = е(^25)н2о; L*=±-Lh2o- Таким образом
1см. (2.67)], вытеснение образцами воды приводит к уменьшению
потока:
Ф' _ g | V 8 ^э/^н2О \ /Л____ ^э/^н2о
Ф у shK е^?э/^н2о	/ х sh^9/^H2o'
где Ф' — поток тепловых нейтронов в ловушке при наличии образ-
цов. Если 8 = 0,7 и 7?э = 1/тн2о = 5,2 см, то Ф7Ф = 0,52.
С увеличением в мишенях концентрации поглотителей поток теп-
ловых нейтронов в ловушке падает. Однако в связи с одновремен-
ным уменьшением утечки в активную зону это падение потока про-
89
исходит медленнее, чем растет макроскопическое сечение поглоще-
ния.
Оценим уменьшение потока в ловушке, вызванное размещением
в ней образцов с такой же концентрацией 242Ри, как в реакторе
HFIR (0,05 г/ш3). При этом параметр Sc/£Ss ~ 5-Ю"2, а эффек-
тивное сечение поглощения 242Ри равно ~80 барн. В рассматривае-
мом случае эффективное макроскопическое сечение поглощения
определяется 242Pu (Sc ~ 0,1 сл/”1), а утечкой тепловых нейтронов
(R 11	\
—-— < 11. Относительное
sh RJL	)
уменьшение потока составляет
_	1	ун2о
— ~ 8------~ 0,32.
Ф	^э/^н2О 2с
sh7?9/LH2o
При размещении в ловушке большого количества поглотителя
поток тепловых нейтронов резко уменьшается и ловушка перестает
быть эффективной. Поэтому реакторы с ловушкой целесообразно
использовать лишь для облучения слабопоглощающих образцов
§ 3.6.	ПУЧКИ НЕЙТРОНОВ С ЗАДАННЫМИ СВОЙСТВАМИ
Одним из главных условий успеха физических экспериментов
на реакторе обычно является наличие интенсивного потока нейтро-
нов в определенном энергетическом интервале при возможно
более низком уровне фона (потока нейтронов с другими энергиями
и потока у-излучения). Иногда оказывается выгодным даже пожерт-
вовать интенсивностью Ф^, если при этом существенно понизится
уровень фона.
При экспериментах на выведенных из отражателя пучках теп-
ловых нейтронов фон быстрых нейтронов и<у-квантов можно значи-
тельно уменьшить, используя так называемые тангенциальные ка-
налы (они перпендикулярны радиусу, соединяющему ось реактора
и ближайшую к активной зоне точку канала). Например, в реакторе
HFBR тангенциальные каналы позволили уменьшить фон быстрых
нейтронов в 30 раз и фон у-излучения в 100 раз.
Для увеличения потока нейтронов заданной энергии часто ис-
пользуют охлаждение или нагрев замедлителя. Спектр тепловых
нейтронов в отражателе достаточно хорошо описывается распреде-
лением Максвелла:
n(E)dE =	e-E/kr dE	(3.34)
У 71 у kT	kT
где n(E) — число нейтронов с энергией В, приходящихся на единич-
ный интервал энергии; Т — температура нейтронного газа, близкая
к температуре среды; k — постоянная Больцмана.
90
Наиболее вероятная скорость в распределении Максвелла сооъ
ветствует кинетической энергии нейтронов Е = kT. Используя
в качестве замедлителя жидкий водород, можно получить максимум
в области холодных нейтронов. Наоборот, нагревая замедлитель
{например, до температуры 1000—2000° С), можно сдвинуть его
в область горячих нейтронов с
оптимальной температуры за-
медлителя и выхода холодных
нейтронов от длины волны
приведена в табл. 3.2.
Охладить до низких темпе-
ратур даже небольшой объем
отражателя довольно трудно.
Тепловыделение в нем обус-
ловлено прежде всего переда-
чей энергии при столкнове-
ниях быстрых нейтронов с яд-
рами и поглощением у-кван-
тов непосредственно в замед-
лителе и элементах конструк-
ции. Величина тепловыделе-
ния может меняться очень
энергией 0,1—0,2 эв. Зависимость
Таблица 3.2
Отношение выходов холодных нейтронов
z при оптимальной температуре замедли-
теля ТОпт и ПРИ температуре 295°К
Длина волны нейтронов X, А	Т	° к" ОПТ’	Z
4	30,2	16
6	13,4	72
8	7,5	222
12	3,4	1090
Примечание. Температура кипения
гелия 4,2° К, водорода 20 °К, азота 77 °К.
широко и зависит от расположения источника холодных ней-
тронов в отражателе, от типа замедлителя и от мер, принятых для
отсечения потока у-квантов.
Источники холодных нейтронов обычно помещаются внутри
отражателя в полостях размером 100—150 мм. Вследствие ограни-
ченности размеров источника его эффективность ниже теоретически
возможной величины.(Самый большой пучок холодных нейтронов
диаметром ~300 мм имеется в реакторе HFBR.)
Прежде чем источники стали размещать внутри реакторов, вы-
ход холодных нейтронов был проверен в предварительных экспери-
ментах. Они показали7 что жидкий водород и водородсодержащие
материалы, охлажденные до температуры 20° К, вполне эффективны
даже при объеме замедлителя 1—3 л.
Использование жидкого водорода связано с определенными не-
удобствами. Полная детонация 1 л жидкого водорода эквивалентна
взрыву 0,45 кг тринитротолуола, поэтому большой жидководород-
ный источник требует тщательных мер безопасности. Водородный
источник имеет еще один существенный недостаток: он поглощает
сравнительно много нейтронов. Большинство других водородсодер-
жащих соединений обладает этими же недостатками.
Имеется несколько взрывобезопасных материалов с малыми се-
чениями поглощения: тяжелая вода, графит, бериллий, окись бе-
риллия. Однако при их использовании возникают свои трудности.
1. Сечение рассеяния нейтронов названными материалами много
меньше, чем у водорода, а масса ядер больше. В случае больших
длин замедления использовать маленькие полости (100—150 мм)
91
невозможно. Применение тяжелой воды, графита, бериллия, окиси
бериллия становится целесообразным при размерах полостей более
300 мм.
2. Так как атомные номера этих материалов существенно боль-
ше, чем у водорода, то нагрев рассеивателя у-излучением значите-
лен. Интенсивное охлаждение большого объема вызывает дополни-
тельные трудности.
По этим причинам в реакторах с высокими потоками для получе-
ния холодных нейтронов используются только водородсодержащие
рассеиватели.
Для охлаждения жидкого водорода ниже 20° К в некоторых про-
ектах предлагается использовать газообразный гелий при темпера-
туре 14° К. Жидкий гелий имеет наиболее низкую температуру, он
взрывобезопасен, и можно было бы ожидать, что использование его
в качестве источника холодных нейтронов позволит увеличить вы-
ход нейтронов с энергией, соответствующей температуре ниже 20° К.
К сожалению, малое сечение рассеяния не позволяет использовать
жидкий гелий в качестве замедлителя.
Для улучшения параметров нейтронных пучков можно исполь-
зовать различные внешние по отношению к реактору эксперимен-
тальные устройства (кристаллический спектрометр, механический
прерыватель, фильтр, отражающее зеркало и т. д.), которые позво-
ляют снизить уровень фонового излучения. Следует, однако, иметь
в виду, что улучшение спектрального состава пучка связано с поте-
рей интенсивности потока.
Поток нейтронов на выходе из пучка Фвых связан с потоком ней-
тронов на входе Фо (при условии, что последний изотропен) соот-
ношением
(3-35)
где 7?п — радиус пучка; /п — его длина. Обычно 7?п — 5 см, а /п
~ 4 м. Таким образом, ФВЫх/Фо = Ю“4 4- 10"5.
Коллиматоры, установленные в канале, еще более ослабляют
поток нейтронов (в отношении площадей отверстия коллиматора
и пучка). Поэтому во всех случаях, когда замедлитель не является
помехой, а коллимация не нужна, следует использовать поток ней-
тронов непосредственно в отражателе.
§ 3.7. УМЕНЬШЕНИЕ ПОТОКА ТЕПЛОВЫХ НЕЙТРОНОВ,
ВЫЗЫВАЕМОЕ ПОЛЫМИ КАНАЛАМИ В ОТРАЖАТЕЛЕ
В отражателе многоцелевых реакторов и реакторов для физи-
ческих исследований имеются большие полые каналы для вывода
пучков излучения. Эти каналы увеличивают утечку нейтронов из
реактора, уменьшают поток тепловых нейтронов и, следовательно,
реактивность. Как правило, пучки выводят из областей отражателя
92
с максимальным потоком тепловых нейтронов. Как известно, мак-
симум Ф находится не далее чем j/т от активной зоны.
Выполненные на реакторах MTR и СМ-2 эксперименты показа-
ли, что расположенные в отражателе на расстоянии — У т от актив-
ной зоны каналы уменьшают реактивность незначительно. Так, ра-
диальный канал СМ-2 диаметром 10 см, отделенный от активной
зоны слоем бериллия толщиной 7 см, уменьшает реактивность на
-0,1%.
Гораздо сильнее влияют каналы на поток тепловых нейтронов
в отражателе. Обратимся к одиночному каналу. Вычислим значение
потока тепловых нейтронов на дне цилиндрического канала, рас-
положенного в отражателе (рис. 3.1). Для простоты ограничимся
центральной точкой дна и будем предполагать, что канал не возму-
щает распределение потока в
окружающем его пространстве,
т. е. распределение числа рас-
сеивающих столкновений вне
канала осталось таким же, ка-
ким оно было до образования
канала.
Отметим штрихом потоки теп-
ловых нейтронов при наличии
канала, а индексами «+» и «—»
соответственно составляющие
потока, обусловленные рассея-
нием нейтронов слева и справа
от дна.
В силу сделанного предполо-
жения
Рис. 3.1. Канал в отражателе:
Я —радиус канала; х —расстояние от дна
канала.
Ф+(0)=Ф+(0), (3.36)
и для относительного уменьшения потока тепловых нейтронов, вы-
званного образованием полого канала, имеем
6Ф (0) Ф (0) —Ф' (0)	Ф_ (0) —Ф1 (0)
Ф(0)	Ф(0)	~	®7о)
В отражателе поток тепловых нейтронов на длине пробега ме-
няется слабо (\?Ф/2Ф < 1), поэтому односторонние токи
i± = — =F — V®
*	4	62
(3.37)
(3.38)
близки по величине, и с хорошей точностью можно принять
Ф+ (0) ~ Ф_ (0) ~-у-Ф(О).
(3.39)
93
Следовательно,
(0)	1___Ф (0)	(3 40)
Ф (0)	2	Ф (0) ‘	{ '
Составляющую потока Ф'_ (0) можно вычислить с помощью интегра-
ла Пайерлса:
1
- I 2(г|) rdl
Г	р 0
Ф_ (0) = J 2S (г) Ф (г)	---- dr, (3.41)
где dr = г2 sin QdrdQdq. Интегрирование по ср дает
Л/2	27?	оо
Ф1(О) =— J esin0 sinOde J Ф (г) 2se~2rdr. (3.42)
О	Z?/sin 0
Зная распределение Ф(г) (т. е. распределение потока тепловых ней-
тронов до создания канала), можно с помощью соотношения (3.42)
определить Ф1(0)/Ф(0), а затем и бФ(0)/Ф(0).
Рассмотрим случай, когда поток тепловых нейтронов в отсутст-
вие канала не меняется по сечению, перпендикулярному оси кана-
ла, а вдоль оси имеет место экспоненциальное распределение
€ длиной релаксации 5?:
-х/&	r cos е
Ф(х)=ф(0)е	=Ф(0)е	.	(3.43)
Выполняя интегрирование по г, получаем
ф_(0)	1 2S f ^ ge . sineae	,Q
-----—— — I e ----------------;-------.	(3.44)
®<») 2 2 J >+-!=«,e
Zu oCZ
Для материалов отражателя отношение 2s/2 ~ 1, длина релак-
сации 5? одного порядка с длиной диффузии для тяжелой воды,
бериллия, окиси бериллия, графита, а для легкой воды — одного
порядка с длиной замедления. Полагая 5? = L (или ]/т), можно
оценить величину 1/25? для типичных отражателей. Она оказы-
вается максимальной для Н2О (1/2jzt7 ~ 0,18), минимальной для
D2O (1/2£^0,019) и ~0,05 для С, Be и ВеО. Поскольку 1/25?	1,
этот параметр влияет на отношение Ф_(0)/Ф(0) слабо. С точностью
до величины (1/2 5?)2
1	1	1	д
------------------= 1----------cos
1— cos 0
(3.4,5)
94
и соотношение (3.44) можно преобразовать к виду
(0)
Ф(0)
(3.46)
2
1
2^
где
= V (v №	(ад]- О;
ОС/ \	)
1 — — [ci (R/Z) sin (ВД—si (R/%) cos (7?/^)]];
J
(3.47)
(3.48)
Z/i — функция Струве; N± — функция Неймана; si — интегральный
синус; ci — интегральный косинус.
Максимальное значение J2 = 0,5 достигается при R/X = 0.
Следовательно, для реальных материалов отражателя с точностью
~5% (для воды с точностью ~20%) вторым слагаемым в формуле
(3.46) можно пренебречь:
Ф1(0) _ 1
Ф(0) ~ 2
(3.49)
и соответственно
6Ф (0) _1—
Ф(0)	2
(3.50)
Таким образом, относительное уменьшение потока тепловых
нейтронов, вызванное наличием полого канала, определяется отно-
шением радиуса канала к длине релаксации потока тепловых нейт-
ронов.
Оценим точность приближения (3.50). При R/X -> 0 рассмотрен-
ное приближение переходит в точное решение. При	ооимеем
6Ф(0)/Ф(0) = вместо точного значения 6ФТОЧН/Ф(0) ^1. Исходя
из этих результатов, можно предположить, что существует нера-
венство
6Ф (0)
Ф(0)
бФточн (0) < 2	(О)
Ф (0)	Ф (0) *
(3.51)
Для тонких каналов правильный результат дает рассмотренное
приближение
Ф' (0)^> l + ^i
Ф (0) <	2
Для толстых каналов из соотношения (3.51) получаем
Ф' (0) - /у
Ф (0) > 1
(3.52)
(3.53)
95
Ниже будет показано, что для тонких каналов различие между
Д и (1 +<'У1)/2 невелико. Поэтому для оценок уменьшения пото-
ка как в случае тонкого, так и в случае толстого канала можно
пользоваться выражением (3. 53).
Обратимся теперь к вычислению Для тонкого канала, когда
4 1, с точностью до членов (/?/Ж)4 справедливо разложение
J?p = l—Lp—cW — У + — f — V,	(3.54)
X	2 \ 2 Д X )	3 V X )	v ’
тд$ С = 0,5772 — постоянная Эйлера.
Значения в зависимости от отношения RIX приведены в
в табл. 3.3.
Таблица 3.3
Точные и приближенные значения
R/55			1+^ 2	
0,0	1,000	1,000	1,000	0,000
0,1	0,918	0,905	0,959	0,001
0,2	0,846	0,821	0,923	0,003
0,3	0,789	0,751	0,894	0,008
0,4	0,740	0,695	0,870	0,011
0,5	0,696	0,657	0,848	0,016
0,6	0,657	0,638	0,829	0,019
0,7	0,623	0,640	0,811	0,022
0,8	0,592	—	0,796	0,026
0,9	0,564	—	0,782	0,029
1,0	0,538	—	0,769	0,032
Из таблицы видно, что при RIX 0,6 результаты вычислений
по формулам (3.47) и (3.54) довольно близки. При R/X > 0,6 раз-
ложение (3.54) дает качественно неправильный результат (рост
при увеличении RIX).
Рассмотрим вклад в величину от нейтронов, рассеянных в слое
толщиной X. Значения	(где J —вклад в от
нейтронов, рассеянных в слое толщиной Ж), полученные в резуль-
тате численного интегрирования, приведены в табл. 3.3. Из этих
результатов следует, что основную роль играет слой отражателя
толщиной X, а влияние последующих слоев незначительно. Поэто-
му если реальное распределение потока тепловых нейтронов в отра-
жателе заменить экспоненциальным так, чтобы распределения были
близки в слое толщиной X около дна канала, то для вычисления от-
носительного уменьшения потока тепловых нейтронов можно поль-
зоваться выражением (3.53).
Если в отсутствие канала имеется, ход потока тепловых нейтро-
нов по сечению, соответствующему дну канала, и распределение
симметрично относительно оси канала, то
Ф'(0)	Ф(0)п
Д^-фтД..	<3’55>
96
где Ф(О)я — поток в сечении, соответствующем дну канала, на рас-
стояния 7? от центра. Канал произвольного сечения в приближен-
ных расчетах можно заменять круговым цилиндрическим равной
площади.
Сравнение расчетных [по формулам (3.53) и (3.54)] и экспери-
ментальных данных для одиночного канала квадратного сечения
^экв ~	в бериллиевом отражателе, приведенное в табл.3.4,
показывает, что имеется удовлетворительное согласие. В расчетах
использована <2, определенная из экспериментального хода потока.
Таблица 3.4
Сравнение результатов расчета и эксперимента для одиночного канала
2а, см	^ЭКВ’ см	^экв/	Ф' (0)/Ф (0)	
			Расчет	Эксперимент
5	2,82	0,105	0,90	0,89±0,09
15	8,45	0,313	0,74	0,69±0,07
25	14,08	0,521	0,65	0,55±0,05
Взаимное влияние каналов следует учитывать в случаях, когда
каналы расположены достаточно близко друг к другу и каждый
из них заметно искажает поток тепловых нейтронов. Расчеты при
Рис. 3.2. Интерференция каналов:
/—взаимное влияние параллельных каналов; 2— перпендикуляр-
ных каналов; Я—расстояние между каналами, см.
этом весьма громоздки, поэтому остановимся только на экспери-
ментальных результатах с радиальными и тангенциальными канала-
ми в бериллиевом отражателе.
Интерференция радиальных каналов изучалась следующим об-
разом. Над радиальным каналом квадратного сечения 25 X 25 см
находился слой бериллия толщиной 42 см, который постепенно раз-
бирался, в результате чего образовывалась ниша шириной 25 см.
Измерялся односторонний поток тепловых нейтронов со дна квад-
ратного канала при различной толщине слоя бериллия над
каналом. Результаты изучения интерференции представлены на
рис. 3.2.
4 Ьак. 629	97
2
777777*
Рис. 3.3. Расположение взаимно
перпендикулярных каналов:
/—активная зона; 2 — бериллиевый от-
ражатель; Я —расстояние между ка-
налами.
в
Расположение тангенциальных
пучков, на которых изучалось
взаимное влияние, изображено на
рис. 3.3. Расстояние от правой
стенки вертикального канала до
дна горизонтального канала меня-
лось от «бесконечности» (когда
вертикальный канал отсутствовал)
до 5 см. Результаты измерения то-
ка тепловых нейтронов со дна го-
ризонтального канала (15 X 15 см)
в зависимости от расстояния до
вертикального пучка представле-
ны на рис. 3.2.
Из описанных экспериментов
видно, что уменьшение тока тепло-
бериллиевом отражателе не превы-
вых нейтронов со дна канала
шает 10%, если расстояние между каналами не менее 10 см.
§ 3.8	ОСОБЕННОСТИ ЗАЩИТЫ ОТ ИЗЛУЧЕНИЯ
В зависимости от назначения реактора биологическая защита
имеет свои особенности. В петлевом реакторе, где возможны повреж-
дения испытываемых твэлов, большое внимание уделяется герме-
тичности контуров петель, с тем чтобы при появлении в петлях ак-
тивности она была локализована. В каждом конкретном случае для
петли выбирается допустимый уровень радиоактивности. При дости-
жении этого уровня реактор останавливается и теплоноситель сли-
вается по герметичным трактам в герметичные объемы.
Наиболее специфична биологическая защита в пучковом реакто-
ре. Проведение физических экспериментов требует, как правило,
низкого уровня фонового излучения — значительно более низкого,
чем уровень, диктуемый соображениями радиацйонной безопас-
ности. По этой причине биологическая защита пучкового реактора
должна ослаблять нейтронное и у-излучение сильнее, чем это при-
нято для других реакторов. Вместе с тем защитные слои должны
быть как можно тоньше, поскольку поток тепловых нейтронов на
их внешней поверхности обратно пропорционален квадрату длины
пучка. Суммарный размер активной зоны и отражателя обычно не-
велик, поэтому для защиты можно использовать эффективные, но
сравнительно дорогие материалы, такие, как тяжелый бетон, желе-
зо, свинец.
Особенность защиты пучкового реактора состоит и в том, что она
пронизана большим числом каналов. Как правило, из реактора вы-
водятся коллимированные пучки. Коллиматоры, предназначенные
для получения узконаправленного пучка нейтронов, обычно уста-
навливаются внутри защиты реактора. При этом большая часть излу-
98
чения рассеивается из пучка внутри защиты, и рассеянное излуче-
ние не проникает в рабочее помещение. Если бы коллиматор уста
навливался вне защиты, то рассеянные в нем нейтроны значительно
увеличили бы фон в рабочем помещении.
Коллиматоры удобно изготовлять из стали, обладающей хоро-
шими конструкционными свойствами и эффективно поглощающей
у-излучение, в комбинации с водородсодержащими веществами (для
замедления быстрых и резонансных нейтронов) и бором (захваты-
вающим замедлившиеся нейтроны). Торец коллиматора, обращен-
ный к активной зоне, для снижения в ней наведенной радиоактив-
*	ности может быть защищен кад-
мием. При извлечении коллима-
тора из защиты реактора кадмий
можно снимать.
РЬ
Рис. 3.4. Ниша в защите.	Рис. 3.5. «Ловушка пучка».
При облучении образца пучком нейтронов, как правило, основ-
ная часть потока проходит через образец без столкновений, мень-
шая часть рассеивается и небольшая — поглощается. Поскольку
реактор имеет обычно несколько пучков, то возникает необходимость
защиты экспериментальных устройств одного пучка от рассеянного
излучения других. Для уменьшения интенсивности рассеянного из-
лучения образцы либо окружают разборной защитой, либо помещают
в нишу — специальное углубление в биологической защите (рис. 3.4)
Иногда нежелательно помещать защиту на пути пучка, прошед-
шего через образец, так как рассеянные нейтроны могут серьезно
исказить результаты эксперимента. В этом случае нейтронный пучок
пропускают через рабочее помещение (рассеяние в воздухе пренеб-
режимо мало) до так называемой «ловушки пучка». «Ловушка пуч-
ка» (рис. 3.5) замедляет и поглощает нейтроны без образования в по-
мещении фона рассеянного излучения. Основной принцип, поло-
женный в основу конструирования «ловушек пучка», так же как
и любой защиты от быстрых нейтронов, состоит в совмещении водо-
родсодержащего вещества, предназначенного для замедления нейт-
ронов, с бором, служащим для поглощения замедленных нейтронов
4*
99
При поглощении нейтрона ядром 10В образуется у-квант с энер-
гией 0,5 Мэв. Если появление этих у-квантов нежелательно,
то вместо бора может быть использован литий, эффективное сече-
ние поглощения которого несколько меньше, но зато поглощение
нейтрона не сопровождается образованием у-кванта. Хорошим по-
глотителем у-излучения является свинец. В некоторых случаях по
конструктивным соображениям или для уменьшения стоимости
используются другие материалы.
§ 3.9.	ТЕПЛОВАЯ КОЛОННА
В большинстве выполняемых на тепловых нейтронах экспери-
ментов «примесь» резонансных и быстрых нейтронов должна быть
минимальной. Мерой этой примеси является кадмиевое отношение
Z?cd. Оно определяется как отношение активностей одного и того же
индйкатора после двух облучений в исследуемом спектре: один раз
облучается «голый» индикатор, второй раз — окруженный кадмием.
Индикатор без кадмия активируется резонансными и тепловыми
нейтронами (сечение захвата быстрых нейтронов обычно невелико,
поэтому на них индикатор практически не реагирует), а индикатор
в кадмиевом чехле — только резонансными (кадмиевое покрытие
прозрачно для нейтронов с энергией выше ~0,4 эв, но задерживает
тепловые нейтроны). Естественно, кадмиевое отношение зависит от
чувствительности индикатора к резонансным и тепловым нейтронам.
Очень часто используются индикаторы с сечением \lv, сечение по-
глощения которых обратно пропорционально скорости нейтрона.
Зная кадмиевое отношение для детектора с сечением \lv, можно
судить о соотношении плотности тепловых и резонансных нейтронов
в спектре. Действительно, отношение числа нейтронов, поглощае-
мых индикатором в области энергий ниже границы кадмия, к числу
нейтронов, поглощаемых детектором в области энергии выше гра-
ницы кадмия, равно 7?са — 1-
£Cd
<yc(E)®(E)dE
7?cd- 1 = ----------------(3.56)
f <Jc(E)<D(E)dE
^Cd
Если сечение поглощения индикатора изменяется по закону
1/v, то
"Cd	"Cd
f <т0 — nv dv ndv
J v	J
tfcd -1 = £-----------------	.	(3.57)
J a0 — nv dv	J ndv
vCd	vCa
где o0 — сечение поглощения, соответствующее скорости vQ.
100
Кадмиевое отношение в реакторах есть функция координат. Ми-
нимальное знечение Rea принимает в активной зоне. В отражателе
по мере удаления от активной зоны кадмиевое отношение возрастает
и в тепловых колоннах на детекторах \lv достигает значения ~104.
Тепловая колонна является идеальным источником нейтронов
для экспериментов, требующих чисто теплового спектра. Она ис-
пользуется, в частности, для из-
мерения длины диффузии теп-
ловых нейтронов.
Тепловая колонна (рис. 3.6)
представляет собой призму из
слабо поглощающего вещества
(например, С) практически без
внутренних источников тепло-
вых нейтронов. Стационарное
распределение потока в колонне
поддерживается притоком ней-
тронов через одну из ее граней.
На других гранях имеет место
граничное условие
— gradn<D=-------!—,	(3.58)
Рис. 3.6. Схема расположения теп-
ловой колонны в реакторе:
/—активная зона; 2 —отражатель; 3—
защита; 4—тепловая колонна.
где gradn<D — компонента век-
тора gradCD в направлении
внешней нормали к поверхно-
СТИ.
Если длина призмы достаточно велика и нейтроны входят в нее
через грань, совпадающую с плоскостью ху, то поток нейтронов
внутри п^1Измы имеет вид
Ф (х, у, г) =2а/т5>п sin e~7lmZ, (3.59)
I, т
vjyi а и Ь — эффективные ширина и высота призмы (превышающие
геометрические размеры на двойную длину экстраполяции).
Используя уравнение диффузии
DV2®—2сФ = 0,	(3.60)
можно получить
2	/ /Л \2 [ тЛ \2	1	/о С1.
— + V +тг	<3-61)
\ а J \ b J L2
В направлении z все компоненты распределения потока спадают
экспоненциально. Медленнее других спадает основная гармоника
I = т = 1. Если сечение колонны не слишком велико, то не особен-
но далеко от поверхности, через которую входят тепловые нейтроны,
их распределение практически будет совпадать с тем, что дает член
с I = т = 1 в выражении (3.59). Длина релаксации плотности нейт-
101
ронов за этой точкой будет оставаться независимой от г и равной
1/уц. Зная эту величину, из выражения (3.61) можно найти диффу-
зионную длину L.
Тепловая колонна может быть использована и для формирова-
ния источника нейтронов со спектром деления при измерениях дли-
ны замедления. При этом замедлитель, в котором следует измерить
«возраст», складывается в виде призмы непосредственно за тепловой
колонной. На границе между ними помещается тонкий слой 235U,
являющийся источником-конвертором тепловых нейтронов в нейт-
роны деления. В призме на различном расстоянии от 235U разме-
щаются индиевые фольги, завернутые в кадмий. По активации ин-
диевых фольг и определяется возраст нейтронов от энергии деления
до резонанса индия (~ 1,4 эв).
§ 3.10.	РЕАКТОРНЫЙ ОСЦИЛЛЯТОР
Теория реакторного осциллятора достаточно сложна, поэтому
обратим внимание только на качественную сторону физических
процессов.
Если периодически изменять — модулировать — реактивность
около ее критического значения (т. е. около р = 0), то нейтронный
поток в реакторе будет испытывать колебания с таким же периодом.
Качественно это очевидно, так как нейтронный поток растет, когда
реактор надкритичен, и уменьшается, когда реактор подкритичен.
При модулировании реактивности периодическим движением погло-
тителя амплитуда результирующих нейтронных колебаний пропор-
циональна поглощающей способности осциллирующего образца
(вследствие линейности уравнений кинетики). Таким образом, неиз-
вестный поглотитель может быть сравнен с известным, если измерить
амплитуду нейтронных колебаний, вызванных одинаковыми осцил-
ляциями образцов, введенных внутрь реактора. Введенный в реак-
тор поглотитель не только уменьшает реактивность, но ц вызывает
местное (около поглотителя) снижение нейтронного потока. Если
поглощающий образец совершает возвратно-поступательное движе-
ние, то локальная нейтронная впадина передвигается вместе с ним.
Этот локальный «отклик», так же как и «отклик», возникающий
в результате модуляции реактивности, пропорционален поглоще-
нию осциллирующих образцов и, следовательно, может быть ис-
пользован для их сравнения. Оба метода используются для измере-
ния эффективных — в спектре конкретного реактора — сечений
поглощения.
Характер «отклика» реактора на колебания поглотителя зависит
от их частоты. При низких частотах (периоды много больше перио-
дов запаздывающих нейтронов) преобладает эффект изменения ре-
активности: поток нейтронов возрастает и уменьшается*, сохраняя
форму распределения, имевшего место до того, как поглотитель стал
осциллировать.
102
При высоких частотах положительные и отрицательные измене-
ния реактивности имеют тенденцию компенсироваться, но остается
локальная впадина в распределении плотности нейтронов. Эта впа-
дина распространяется от поглотителя в виде затухающей волны,
которая отражается от границ реактора. Длина волны, ее скорость
и декремент затухания зависят от свойств размножающей среды.
Эти нейтронные волны аналогичны температурным, возникающим
в теплопроводящей среде с локальным источником тепла периоди-
чески изменяющейся мощности.
Устройство, осуществляющее периодическое движение погло-
щающего образца в активной зоне, называется реакторным осцил-
лятором. Осциллирующие образцы должны быть достаточно тонки-
ми, чтобы самоэкранирование было незначительным. Это ограни-
чение требует использования малых образцов. Однако чувствитель-
ность метода велика, и даже малые образцы могут вызвать легко
наблюдаемые эффекты. Изменение эффективного коэффициента раз-
множения всего на 0,002% (Д& = 2-10"5) за 1 ч изменяет мощность
реактора в —2,7 раза. Поскольку могут быть обнаружены измене-
ния реактивности, соответствующие Ak ~ 2-Ю"7, становится оче-
видным, что реактор является чувствительным прибором для изме-
рения поглощения нейтронов.
С помощью реакторного осциллятора можно измерять сечение
поглощения тепловых нейтронов, резонансные интегралы поглоще-
ния и ряд параметров реактора: время жизни мгновенных нейтронов,
эффективную долю запаздывающих нейтронов и др.
Для измерения резонансного поглощения в реактор обычно по-
мещается кадмиевая трубка, внутри которой осциллирует образец.
Поскольку тепловые нейтроны не проходят через кадмий, образец
поглощает только нейтроны с энергией выше «границы» кадмия.
При этом амплитуда колебаний мощности реактора пропорциональ-
на резонансному интегралу поглощения материала образца.
При всех измерениях поглощения нейтронов в реакторе, в том
числе и при измерении резонансного поглощения, очень трудно
произвести абсолютную калибровку осциллятора. Относительная
калибровка производится по колебаниям мощности, вызываемым ма-
териалом, имеющим известное сечение поглощения или известный
резонансный интеграл поглощения (например, индий, золото).
В экспериментах по определению резонансного поглощения об-
разцы также должны быть достаточно тонкими, чтобы избежать
самоэкранирования.
ЛИТЕРАТУРА
1. Юз Д. Нейтронные исследования на ядерных котлах. Перев. с англ. М.,
Изд-во иностр, лит., 1954.
2. Коченов А. С. «Атомная энергия», 19, 530 (1965).
ГЛАВА 4
ОСОБЕННОСТИ ТЕПЛООБМЕНА И ГИДРОДИНАМИКИ
Основные задачи теплового и гидравлического расчетов всех
реакторов одинаковы — определение безопасного и наиболее эф-
фективного режима работы твэлов. Однако в случае исследователь-
ского реактора мы сталкиваемся со специфическим набором пара-
метров, конструкций твэлов и материалов активной зоны. Естест-
венно, что эту специфику необходимо иметь в виду и тщательно
учитывать.
Как уже отмечалось, не существует вполне однозначных крите-
риев для выбора параметров и конструкций активной зоны исследо-
вательского реактора — многое определяется сложным взаимодей-
ствием различных факторов, в числе которых основными являются
поставленные исследовательские задачи и существующие воз-
можности их реализации. И все-таки следует отметить одну ярко
выраженную тенденцию — стремление получить максимальную
удельную мощность в единице объема qv. В предыдущих главах по-
казано, что многие нейтроннофизические параметры определяются
именно значением qv. Там же указаны основные пути повышения
удельной мощности — увеличение скорости теплоносителя, умень-
шение температуры теплоносителя на входе в активную зону, раз-
витие поверхности теплообмена за счет применения тонких твэлов
различной формы (часто пластинчатых). Стремление получить
максимальную удельную мощность приводит к необходимости ис-
следовать ограничения, налагаемые условиями теплообмена и кри-
зисом кипения при высоких тепловых нагрузках, температурными
напряжениями при большой плотности энерговыделения в единице
объема твэлов, их устойчивостью при высоких скоростях теплоно-
сителя, коррозией и эрозией в этих условиях.
§ 4.1.	ПАРАМЕТРЫ ТЕПЛООТВОДА И КОНСТРУКЦИИ ТВЭЛОВ
О надежной работе твэлов ядерного реактора можно судить,
сравнивая с предельными следующие температуры:
1)	максимальную температуру теплоносителя в реакторе;
2)	максимальную температуру оболочки;
104
3)	максимальную температуру контакта оболочки с сердечни-
ком;
4)	максимальную температуру сердечника.
Кроме того, существенна величина некоторых температурных
разностей, определяющих температурные напряжения в твэле.
Также весьма важно знать максимальную тепловую нагрузку по-
верхности твэла и отношение этой нагрузки к ее критическому зна-
чению. Учитывая эти замечания, проследим условия работы твэлов
высокопоточных реакторов и определим основные лимитирующие
параметры.
Исходя из конструктивных соображений, связанных с жела-
нием обеспечить приемлемые условия работы экспериментальных
устройств, давление в первом контуре исследовательских реакторов
стремятся иметь не очень большим. С другой стороны, повышение
давления увеличивает температуру недогрева, отодвигает кризис
теплосъема и способствует росту qv. Компромисс приводит к тому,
что недогрев до температуры насыщения составляет от 70 до 200° С,
а температура теплоносителя в' первых контурах не превышает
100° С (обычно 40—80° С).
При такой температуре, высоких скоростях теплоносителя
и умеренных давлениях (не более 50 кПсм2') можно даже без по-
верхностного кипения достичь тепловых нагрузок ~15 Мвт/м2.
Возможность работы при наличии поверхностного кипения (кипения
жидкости, недогретой до температуры насыщения) определяется
целым рядом факторов и будет более подробно рассмотрена в § 4.2.
Невысокие температуры и давления (табл. 4.1) при весьма вы-
соких скоростях теплоносителя позволяют не нагревать поверхность
большинства твэлов выше 200° С. Такие температуры благоприятст-
вуют применению в качестве оболочек алюминиевых сплавов, весь-
ма выгодных с ядерной и теплофизической точек зрения.
Прежде чем анализировать возможные температуры в зоне кон-
такта оболочки с сердечником, а также максимальные температуры
сердечника, необходимо более детально ознакомиться с конструк-
тивными особенностями твэлов исследовательских реакторов. Твэ-
лы практически всех исследовательских реакторов являются диспер-
сионными: в их сердечнике топливосодержащие частицы равномер-
но расположены в непрерывной матрице из неделящегося материа-
ла. Само ядерное топливо может быть либо металлом, либо химичес-
ким соединением (UO2, U3O8, UA13), а неделящаяся матрица долж-
на обладать и хорошей теплопроводностью (Al, Ni), и хорошими
коррозионными свойствами (сталь Х18Н9Т).
Следует отметить, что начало изучению и широкому применению
дисперсионных твэлов было положено при создании именно иссле-
довательских реакторов. К этому привели три группы факторов.
С нейтронно- и теплофизической точек зрения в исследователь-
ском реакторе важно обеспечить большую поверхность теплоотвода
на единицу веса делящегося изотопа. Следовательно, изотоп должен
быть разбавлен инертным заполнителем. Как было показано в гл. 2,
105
Таблица 4.1
Параметры теплоотвода и конструкции твэлов исследовательских реакторов с высокими тепловыми нагрузками
Параметр	Реактор (год пуска)						
	СМ-2 СССР (1961)	HFIR США (1966)	ATR США (1965)	BR-2 Бельгия (1966)	МИР СССР (1966)	HFBR США (1964)	МР СССР (1963)
Мощность, Мет	50*	100	250	100	100	40	20**
Максимальный поток тепловых	3,3-Ю1^	5,5-10*5	1,5-1015	6,2-Ю14	5-Ю14	7,5.1014	2,4.1014
нейтронов, нейтрон)(см?-сек,)							
Максимальная тепловая на-	7,0	6,4	6,0	4,0	4,0	3,5	3,1
грузка, Мвт/м?					8,5	17,5	
Давление теплоносителя в ак-	50	41	25	10			10
тивной зоне, атм							
Температура теплоносителя на выходе из активной зоны, °C	72	73	76	50	83	57	НО
Максимальная скорость тепло-	9,0	15,5	14	11	10	14	8
носителя, м{сек Характеристики твэлов:			Изогнутые пластины				
форма	Прямые пластины	Изогнутые пластины		Изогнутые пластины в виде концентриче- ских колец	Кольце- вые	Пластины	Кольцевые
длина Z, мм	280	500	1220	950	1000	560	900
толщина 6, мм	0,8	1,27	1,27	1,27	—	1,27	2
зазор для прохода тепло- - носителя Д, мм	1,6	1,27	1,27	2,65	—	2,65	2,5
Материал оболочек	Ni	Сплав А1	Сплав А1	А1	Сплав А1	Сплав А1	Сплав А1
Состав сердечника и обогаще-	UO2—Ni	U3O8—А1	U3O8 —69%	20—25% U—А1	U—А1	30 вес. %	U—А1
ние 2^и, %	90	93	93	90	90	U—А1; 93	90
* После реконструкции мощность увеличена до 70 Мет, высота активной зоны до 350 мм, а температура воды на выходе из активной
зоны до 80* С.
** В результате модернизации мощность увеличена до 50 Мет (из которых 10 Мет приходится на петлевые каналы).
238U в качестве заполнителя не подходит из-за значительного сече-
ния поглощения нейтронов. Его теплопроводность, прочность, ра-
диационная и коррозионная стойкость также не очень хороши.
С позиций радиационного материаловедения преимуществом
дисперсионных твэлов по сравнению с обычными (однородные сер-
дечники из U, UO2, UC и т. д.) является их повышенная стойкость
при глубоких выгораниях, обусловленная локализацией продук-
тов деления внутри топливных частиц или вблизи их. Разобщенность
продуктов деления внутри монолитной матрицы позволяет предот-
вратить повреждение сердечника в целом.
Наконец, технология изготовления дисперсионных твэлов по-
зволяет придавать им самые разнообразные формы: пластин, труб,
ребристых стержней и т. д. При этом удается также обеспечить такое
важное условие работы при высоких тепловых нагрузках, как на-
дежный контакт поверхностей сердечника и оболочки (в дисперсион-
ных твэлах он диффузионный и практически исключает дополни-
тельное термическое сопротивление).
Тепловыделяющие элементы исследовательских реакторов очень
часто имеют форму тонких пластин или труб. Тонкие пластины
имеют большую теплоотдающую поверхность. Отношение поверх-
ности пластины толщиной 6 к ее объему равно 2/6, в то время как
для стержневого твэла с диаметром d это отношение равно 4/d. Тон-
кие стержни обладают малой устойчивостью по отношению к изги-
бу, и их диаметр практически не может быть меньше 4 мм. Пласти-
на может быть изготовлена толщиной в доли миллиметра, а ее устой-
чивость обеспечивается заделкой краев, дистанционированием или
приданием подходящей формы (изогнутые или трубчатые твэлы).
При 6 = 0,8 мм и d = 4 мм отношение поверхности к объему
в 2,5 раза лучше для пластины. Однако в целом для активной зоны
это соотношение обычно несколько хуже из-за того, что края плас-
тин плохо омываются потоком теплоносителя и поэтому не содер-
жат ядерного топлива.
Изогнутость пластины, полезная для повышения ее механичес-
кой и вибрационной устойчивости, слабо влияет на гидравлику и
теплоотвод. Впрочем, при наличии надежных дистанционирующих
элементов изогнутость не обязательна. Так, рекордные в реактор-
ной практике тепловые нагрузки 14 Мвт!м\ были достигнуты на
прямых пластинчатых твэлах реактора СМ-2 (рис. 4.1), которые
имеют толщину 0,8 мм.
Эти твэлы, изготовленные из кермета двуокиси урана с никелем,
помещенного в оболочку из никеля, устанавливаются в сборке и
дистанционируются в верхней и нижней частях гребенками, а по
высоте — гофрированными лентами, которые улучшают также ме-
ханическую устойчивость пластин.
Следует отметить особенность конструкции твэлов бельгий-
ского реактора BR-2 (рис. 4.2). Его твэлы имеют форму концентри-
ческих колец, составленных из изогнутых пластин. Каждое кольцо
содержит три пластинчатых твэла, которые укрепляются в трех
107
Рис. 4.1. Тепловыделяющая сборка
реактора СМ-2:
1—головка для захвата; 2 — кожух^сбор-
ки; 3—хвостовик; 4—пластинчатый твэл;
5— дистанционирующая гребенка.
радиальных продольных опор-
ных прямых пластинах, изго-
товленных из алюминия. Движе-
ние теплоносителя — параллель-
ное во всех кольцевых каналах.
Проследим за температурами
оболочки и сердечника диспер-
сионного твэла исследователь-
ского реактора и выясним их
роль как ограничивающих фак-
торов при получении высоких
тепловых нагрузок. Сравним
температурные перепады от по-
верхности твэла к теплоносите-
лю Д7\ и максимальный пере-
пад в сердечнике твэла \ТС.
Для пластины можно записать
следующее отношение:
АТС __ I д _ 5са
4ХС / 4ХС
Здесь бс — толщина сердечника
твэла; а — коэффициент тепло-
отдачи, вш/(ж2 • град), и Хс — ко-
эффициент теплопроводности
сердечника, вш/(м • град).
В высокопоточных реакторах
толщина твэлов мала (0,8 4-
4- 1,2 мм) и перепад темпера-
тур в сердечнике обычно заметно
меньше перепада в пограничном
слое. Так, для реактора СМ-2
А^с 5.10-4.5104 n q-
и, о о
АГа 418
(Хс взято по аналогии с извест-
ными композициями), а для ре-
актора HFIR
ДГС 7,65-10 - 4-6-104 Л11С
----~ —-------------==0,115.
ДТа	4-100
Если, пренебрегая перепадом
в оболочке, записать температу-
ру центра сердечника Т° как
тс°~т+дта+дтс~
— Т’об+АТ’с.
108
то видно, что Тс незначительно отличается от Тоб (То6 — темпе-
ратура оболочки твэла; Т — температура теплоносителя). Посколь-
ку ^об ограничена либо стойкостью материала оболочки, либо бли-
зостью к температуре насыщения воды (при параметрах исследова-
тельских реакторов не более 270° С), то ясно, что температура сер-
дечника ограничивающим фактором являться не может, так как тер-
мическая стойкость сердечника значительно выше.
Изел'Х
Рис. 4.2. Тепловыделяющая сборка реактора BR-2:
/—алюминиевое покрытие; 2 — слой горючего; ; 3 — сварка торцов пластин.
Если же оболочка выполнена из никеля или нержавеющей стали
и допускается поверхностное кипение, то при высоких тепловых
нагрузках лимитирующими факторами являются максимальная
тепловая нагрузка и ее запас до критической (более подробно
см. § 4.2).
В тепловыделяющей сборке с пластинчатыми твэлами происхо-
дит разделение теплоносителя на несколько несмешивающихся па-
раллельных потоков. Это усиливает влияние неточностей изготов-
ления пластин или неточностей их установки в сборке на распреде-
ление теплоносителя. Разверка расходов может привести к значи-
тельным местным перегревам и дополнительным искривлениям
твэла.
Конструкция сборок с пластинчатыми твэлами совершенствует-
ся путем отработки их размеров и формы (в основном ширины и кри-
визны), а также способов дистанционирования и крепления — жест-
109
ких и одновременно обеспечивающих свободу термического расши-
рения.
Кольцевые (трубчатые) твэлы применяются в исследовательских
реакторах реже, хотя и имеют некоторые преимущества с точки зре-
ния условий теплоотвода и большей механической прочности. От-
ношение поверхности к объему для кольцевого твэла, так же как
для пластин, составляет 2/6 (6 — толщина кольца). Хотя в процессе
теплообмена участвует практически вся поверхность кольцевых твэ-
лов и нет краевых эффектов, ухудшающих это отношение в сборках
пластинчатых элементов, реальная
Рис. 4.3. Схема ТВС реактора
МР:
1 — бериллиевый блок; 2 — стенка
рабочего канала; 3 — твэлы; 4 —
трубка-вытеснитель.
поверхность теплоотвода в единице
объема активной зоны уменьшается
из-за балластного объема вне колец.
Последнее затруднение устраняется,
если использовать твэлы с сечением
в форме квадрата или шестигран-
ника.
При концентрическом размещении
кольцевых (круговых, шестигранных
или квадратных) твэлов также проис-
ходит разделение теплоносителя на
параллельные потоки, что создает та-
кие же проблемы с точки зрения гид-
равлической разверки, как и в случае
пластинчатых твэлов. В связи с неко-
торыми особенностями теплогидрав-
лических расчетов в кольцевых сбор-
ках полезно привести примеры их
конструкции.
В рабочих каналах реактора МР
установлены ТВС, состоящие из ше-
сти концентрично расположенных
трубчатых кольцевых твэлов толщи-
ной 2 мм с зазором для воды 2,5 мм
(рис. 4.3). Топливо в виде сплава ура-
на с алюминием размещается в обо-
лочке из алюминиевого сплава толщи-
ной 0,8 мм. Третий кольцевой твэл
разделяет поток воды в канале, выполненном со встречным дви-
жением теплоносителя. Наружные твэлы до третьего охлаждаются
водой, движущейся сверху вниз, а внутренние — водой, движущей-
ся снизу вверх. Дистанционирование твэлов осуществляется тремя
продольными ребрами на их внешних оболочках.
Прямоточная конструкция принята в ТВС реактора SRHFD
(см. рис. 5.7) — в ней оба кольцевых твэла омываются параллель-
ным потоком воды. В центральную часть сборки, образованную
трубой вытеснителя, можно также устанавливать различные
образцы.
ПО
i	§ 4.2. ОПРЕДЕЛЕНИЕ УСЛОВИЙ ТЕПЛООБМЕНА
И КРИТИЧЕСКИХ ТЕПЛОВЫХ НАГРУЗОК
Одним из основных факторов, ограничивающих максимальную
удельную мощность активной зоны, является величина тепловой
нагрузки поверхностей твэлов. При использовании воды для тепло-
отвода от поверхностей нагрева возникают проблемы, связанные
с наступлением кипения.
Известно, что кипение жидкости начинается непосредственно на
поверхности еще при недогреве ядра потока до температуры насы-
щения Ти (так называемое поверхностное кипение) и при темпера-
туре, равной Тн, переходит в кипение объемное. Кипение осложняет
анализ теплогидродинамических условий работы твэлов, так как
возможны пульсации расхода и возникновение неравномерности
расходов по отдельным каналам, обусловленной изменением их гид-
равлического сопротивления. Последнее обстоятельство особенно
существенно для узких плоских и кольцевых каналов ТВС исследо-
вательских реакторов.
Кроме того, появление паровой фазы даже при поверхностном
кипении влияет на нейтроннофизические характеристики реактора.
Наличие кипения ставит также дополнительные задачи при исследо-
вании эрозионного воздействия теплоносителя на оболочки твэлов
(в особенности на алюминиевые) и образования отложений продук-
тов коррозии на теплоотдающих поверхностях.
При наличии кипения на твэлах возможен кризис теплообме-
на, т. е. переход от пузырькового кипения к пленочному, в ре-
зультате чего резко ухудшается теплоотвод от поверхности и воз-
можен ее пережог. Поэтому определение критической тепловой на-
грузки — одна из основных задач теплового расчета реактора. Кри-
зис кипения может наступать как при объемном, так и при поверх-
ностном кипении.
В энергетических ядерных реакторах кипящая вода успешно ис-
пользуется и кипящие реакторы нормально эксплуатируются. Но
тепловые нагрузки в высокопоточных исследовательских реакто-
рах в несколько раз выше, а механизм кризиса кипения (особенно
в условиях недогрева жидкости до температуры насыщения и вы-
соких скоростей потока в узких кольцевых и плоских щелях) изу-
чен мало и не поддается надежному расчету. Поэтому при создании
высокопоточного исследовательского реактора стоит дилемма —
допускать или не допускать поверхностное кипение на твэлах. Если
считать кипение допустимым, то можно увеличить тепловые нагруз-
ки и соответственно мощность реактора. Так, максимальная мощ-
ность реактора HFIR в отсутствие поверхностного кипения состав-
ляет 139 Мет (с 30%-ным запасом на срабатывание аварийной за-
щиты), а при наличии кипения — 177 Мет. Однако кипение требует
очень тщательного определения критической тепловой нагрузки
и ее отношения к максимальной тепловой нагрузке.
111
Рис. 4.4. Характер зависимости темпе-
ратуры поверхности, температуры жид-
кости и расходного паросодержания (р
от энтальпии потока i при поверхност-
ном кипении:
1 —начало неразвитого поверхностного кипе-
ния; 2 — начало развитого поверхностного ки-
пения; 3—появление пара в потоке; 4 — начало
объемного кипения.
Иногда расчет проводят в двух вариантах — при наличии кипе-
ния и без него — и определяют возможный выигрыш. Затем в за-
висимости от конкретных условий и накопленного опыта работы
решают, на какой мощности эксплуатировать реактор. В конечном
счете нет никаких принципиальных возражений против работы твэ-
лов исследовательских реакторов с поверхностным кипением, и если
все-таки его избегают, то это
скорее дань традиции, чем
теплотехнике.
Таким образом, при выбо-
ре условий теплообмена в ис-
следовательских реакторах
необходимо решать две зада-
чи. Во-первых, следует опре-
делить теплогидродинамиче-
ские параметры, при которых
кипение отсутствует, и, во-
вторых, допустив кипение,
необходимо определить вели-
чину критической тепловой
нагрузки и установить за-
пас — отношение критической
тепловой нагрузки к макси-
мальной.
Целесообразно несколько
подробнее остановиться на
условиях возникновения по-
верхностного кипения и опре-
делении критических тепловых нагрузок для характерных геомет-
рических форм твэлов и параметров теплоотвода исследовательских
реакторов.
Поверхностное кипение наступает при некотором превышении
температуры поверхности ТСт над температурой насыщения Тн
при данном давлении. Различают области неразвитого поверхност-
ного кипения, когда температура Тст при данной тепловой нагрузке
еще увеличивается с ростом температуры жидкости Т, и область
развитого поверхностного кипения, когда при той же нагрузке Тст
остается примерно постоянной при уменьшении недогрева жидкости
АТнед = Тн — Т (рис. 4.4). Характер теплогидродинамических
процессов существенно изменяется в области развитого поверхност-
ного кипения. Поэтому при соответствующих расчетах поверхнос-
тей с Тст > Тн обычно рассматривают именно эту область. Однако
общепризнанных и надежных в большом диапазоне тепловых на-
грузок формул, позволяющих определять разность (Тст — Тн) для
начала кипения, практически нет. Поэтому, чтобы задать условия
работы теплоотдающей поверхности, исключающие кипение, на-
дежнее определять тепловую нагрузку, при которой оно возникает,
из условия Тст = Тн.
112
По аналогии с запасом до кризиса кипения можно записать коэф-
фициент запаса до начала кипения:
^н.к = ?н.Лмакс(2)-
где дмакс(г) — максимальная тепловая нагрузка; ?н.к=а(^’н— Т)—
условная тепловая нагрузка начала кипения; а — коэффициент
теплоотдачи для теплоносителя без кипения; Т — температура
жидкости в сечении г с максимальной тепловой нагрузкой.
Наступление развитого поверхностного кипения может быть
определено из условия равенства температуры стенки, вычисленной
по формуле конвективного теплообмена, и этой же температуры,
вычисленной по формуле поверхностного кипения:
Тсптк^Тп-к + 7/а^Тн+?/ап. к,
где а, ап. к—коэффициенты теплоотдачи соответственно для тепло-
носителя без кипения и с поверхностным кипением; Т™, Тп к—
температуры стенки и теплоносителя при поверхностном кипении.
Из этого выражения легко получить температуру потока Тп к,
при которой наступает развитое поверхностное кипение, и коорди-
нату z соответствующего сечения канала:
тп.к(г)=т 9(2)Г±---------L1	(4.1)
L « ап.к]
Для труб, плоских и кольцевых каналов с двусторонним
обогревом а определяется по формуле
а = 0,021	Re».* Рг°.43 /	25	(4.2)
rfa	\ РГст )
Однако при высоких тепловых нагрузках может оказаться, что
Рг/Ргст»1. В этом случае формула (4.2) дает значения а, завы-
шенные на ~15%.
Для воды при тепловых нагрузках выше 2Мвт1м? (вплоть до
23 Мет/м2') экспериментальные данные для труб с меньшей погреш-
ностью (±10%) описываются формулой
а,= 0,0274— Де°’8Рг°>36 f— .	(4.3)
\ РГст /
В формулах (4.2), (4.3) приняты следующие обозначения:
= 4S/p — эквивалентный диаметр канала, м; S — площадь по-
перечного сечения канала, занятая теплоносителем, м2; р — пери-
метр твэлов и рабочего канала, омываемый теплоносителем, ж; % —
коэффициент теплопроводности теплоносителя, вт!(м-град)\ а —
коэффициент теплоотдачи к теплоносителю, вт/(м2• град); Re —
критерий Рейнольдса; Рг — критерий Прандтля; Ргст — кри-
терий Прандтля при температуре поверхности.
Формулы (4.2), (4.3) справедливы при H/dQ > 50; 2-104 Re
106 и 0,6 Рг 7,0, где Н — длина канала.
113
При развитом поверхностном кипении и тепловых нагрузках до
10 Мвт/м? ап.к обычно определяется по формуле
10е	/ q \0-7	,л лх
«пк =-------------1—	.	(4.4)
41— 0,105 Ти \10« )
Используя соотношение ап. к = q(z)/(Tcf — Тн), из формулы
(4.4) получаем
Пк = 71н+(41-0,105Тн) [<?(?) 1О~6]0,3.	(4.5)
При тепловых нагрузках, больших 4 Mem/м2, и при высо-
ких скоростях потока формула (4.5) дает завышенное значение
температуры поверхности. Объясняется это тем, что бескризисное
существование пузырькового кипения в области очень высоких
тепловых нагрузок возможно только при высоких скоростях цирку-
ляции и больших недогревах жидкости, при этом значительная часть
теплового потока тратится на то, чтобы довести температуру стенки
до Тн, и только оставшаяся часть — эффективный тепловой поток
А<? = q — 7н.к, иДет на увеличение интенсивности парообразования.
Тепловой поток, условно называемый потоком начала кипения —
<7н.к, записывается в виде q^ = а(Тн — Т).
Из соображений термодинамического подобия, подкрепленных
экспериментами, вводится другая формула для определения
температурного напора АТ0 = Тст — Тп при развитом поверх-
ностном кипении, которая учитывает именно этот эффективный теп-
ловой поток:
?0 82 МО, 18	-5,6^2-
АТ0 = 7 крп-^— А(/0’36 е гкр,
кр
Здесь Р —
К] — давление и температура жидкости в кри-
тической точке; М — ее молекулярный вес.
Для воды комплекс Ткр82 Л4°’18/Ркр36 = 0,764, и формула упро-
щается:
-5,6 -Л
АТ0 = 5,35А7°’36е г*р.
(4.6)
Из формулы (4.6) можно получить зависимость Тст (г) на участ-
ке развитого поверхностного кипения:
т
-5,6 -Л
тст (г) = ти + 5,35 е 7к₽ [д (г)-а (Тя- Т (?))]<>.
Достаточно точное определение критической нагрузки дкр и вы-
бор разумного соотношения между дкр и дмакс (коэффициента запа-
114
са) для конкретных условий течения теплоносителя в рабочих кана-
лах и кассетах — задачи сложные.
Выше упоминалось, что в высокопоточных исследовательских
реакторах в принципе допустимо поверхностное кипение жидкости
с Т < Ти и что кризис кипения представляет собой сложное явление,
механизм которого пока еще выяснен не полностью.
К настоящему времени для кризиса кипения в условиях недо-
грева при высоких скоростях потока в узких щелевых каналах экс-
периментально установлены две общие закономерности: с уменьше-
нием ДТнед = Тн — Т (недогрева) критическая нагрузка умень-
шается; при увеличении массовой скорости потока критическая
тепловая нагрузка увеличивается.
Для расчета дкр в исследовательских реакторах наиболее су-
щественны значения yw и ДТНед> поскольку при изменении давле-
ния в пределах 10—50 кПсм2 критическая нагрузка меняется срав-
нительно слабо.
Непросто оценить также влияние формы и размеров канала, осо-
бенно для кольцевых щелей, в которых возможен одно-и двусто-
ронний обогрев. Исследования показывают, что кризис при кипе-
нии недогретой жидкости в кольцевых щелях быстрее наступает на
наружных поверхностях канала: градиент скорости у этих поверх-
ностей ниже, чем у внутренних, причем наличие обогрева на послед-
них не меняет значения днр на наружной поверхности. Интересно
отметить, что уменьшение величины зазора вплоть до 1—1,5 мм поч-
ти не сказывается на значении критической нагрузки. При дальней-
шем уменьшении зазора ^кр начинает падать.
Сравнение результатов для кольцевых каналов с данными, по-
лученными в трубах при тех же параметрах и гидравлических диа-
метрах, показывает, что в общем случае величина #кр для труб по
крайней мере не выше, чем для кольцевого канала при всех вариан-
тах обогрева поверхностей. Поэтому формулы для расчета крити-
ческой нагрузки в трубах применимы с некоторым запасом и для оп-
ределения (?KP в щелевых каналах (с таким же значением гидравли-
ческого диаметра).
Для расчета критических нагрузок в щелевых каналах можно
рекомендовать две формулы. Первая из них
<7кр = 7,67-103 (тда)о.бАТно’^1^У’5, (4.7)
Здесь ^кр выражено в em/м2. Эта формула получена в экс-
периментах на трубе диаметром 2 мм для воды с yw = (5 4- 30) X
X 10W(^2-c^), Р = (10 4- 216) кГ/см2 и Д7нед - (30 — 300)° С.
Вторая формула получена для кольцевых щелей шириной ме-
нее 1,2 мм с обогревом внутренней поверхности. Она приводит к
результатам, приблизительно в два раза меныпим, чем (4.7):
115
<7кр = 2,8 (0,75 ш0'6 — 1) + (0,0935u/°-3S 6°-36 —0,1) ДТнед. (4.8)
Р=(2 — 8) кГ/см2-, ш=4—20 м/сек-,
дГнед=2—110°С; 6 = (0,6—1,2) мм.
Здесь qKV выражено в Мвт/м2.
Следует отметить, что так как дкр есть функция АТ'нед» то зна-
чение <7кр меняется по длине канала.
Условие бескризисного теплосъема можно записать в виде
7кр (z)/7 (г) = К9кр (г) > 1,
где Kq^ (г) — коэффициент запаса.
Для проверки этого условия следует построить графики ^кр(г) =
= f(z) и q(z) — f(z) и определить значения ^макс и Примерный
график для косинусоидального рас-
пределения тепловыделения приве-
ден на рис. 4.5. Естественно, в
столь . простых случаях решение
удобнее провести аналитически.
Самое простое, но достаточное
условие работы всего канала без
кризиса имеет вид б/крН > 7макс.
Это условие в исследовательских
реакторах обычно выполняется,
поскольку в этих аппаратах зна-
чения ДТнед достаточно велики
(100—200° С) и сравнительно сла-
бо меняются по длине тракта.
Однако следует иметь в виду,
что при отклонении режима рабо-
ты реактора от номинального воз-
можны изменения как величины
тепловой нагрузки, так и функции
от нее АТнед; в конечном счете
Рис. 4.5. Характер изменения
критической и действительной
тепловой нагрузки по высоте ка-
нала:
/-<7Kp=H*); 2-<7 = f (г).
значение дкр может уменьшиться.
В общем случае максимальную тепловую нагрузку определяют
с учетом выбега мощности реактора, вызывающего срабатывание
аварийной защиты, причем рассматривают канал с максимальным
тепловыделением и учитывают так называемые механические коэф-
фициенты (§4.3).
§ 4.3. ОПРЕДЕЛЕНИЕ МАКСИМАЛЬНЫХ ТЕМПЕРАТУР В ТВЭЛАХ
В предыдущих параграфах было показано, что для дисперсион-
ных твэлов с алюминиевым покрытием лимитирующей обычно яв-
ляется температура оболочки. Для оболочек из коррозионно устой-
чивых материалов (никель, нержавеющая сталь) ограничивающим
116
фактором чаще является величина максимальной тепловой нагруз-
ки дмакс и ее отношение либо к </кр, либо к </н. к (§ 4.2). Поэтому
основное внимание следует уделить расчету температуры оболочки
(имеются в виду твэлы рабочих каналов).
В общем случае для реакторов с симметричным (или почти сим-
метричным) распределением тепловыделения и прямоточным (па-
раллельным) движением теплоносителя можно записать следующие
неравенства для максимальной температуры оболочки Т“бКС:'
Твх +	4- <7макс/а Г0Г < Твх + ЛТПОД +<7«акс/а.	(4.9)
(См. также § 3.2.)
Если подогрев теплоносителя в реакторе Д71 сравнительно не-
велик (обычно он порядка 10—30° С), то с погрешностью —Д774
температуру ТобКС можно оценить по формулам (4.9).
При больших перепадах температур, или при желании знать
7обКС как можно более точно, целесообразно пользоваться общими
методиками теплового расчета реактора.
Максимальная тепловая нагрузка в канале определяется в об-
щем случае по формуле
^макс =^KZ.
(4.Ю)
Здесь Kz — коэффициент неравномерности тепловыделения по дли-
не канала, определяется выражением
фмакс (2) н
н
J Фд (z) dz
о
(4.И)
где Ф?макс (г) — максимальное тепловыделение в относительных еди-
ницах; Н — полная длина канала.
При вычислении максимальной температуры нужно учитывать,
что некоторые входные параметры, определяющие режим работы
твэлов, совпадают с номинальными «паспортными» данными лишь
в среднем по времени и объему активной зоны. В некоторые моменты
и на некоторых участках твэла эти параметры могут статистически
отклоняться от средних значений. Так, статистическим отклонениям
внутри заводских допусков на изготовление подвержены концент-
рация делящегося изотопа и размеры твэла (и то и другое — как
для элемента в целом, так и для отдельных его участков), а также
расход теплоносителя по параллельным каналам. Кроме того, дат-
чики и приборы системы управления реактором обладают ограни-
ченной точностью, а сама система управления не исключает ко-
лебаний рабочих параметров реактора (его мощности, расхода
теплоносителя, температуры теплоносителя на выходе и т. д.)
в заданном диапазоне.
117
Все возможные отклонения параметров от номинала учитывают-
ся с помощью так называемых механических коэффициентов. Меха-
нический коэффициент есть отношение возможного наихудшего
значения некоторого параметра к его номинальному значению.
Оценка величины и роли механического коэффициента должна
быть различной в зависимости от того, отражает ли он возможные
отклонения от номинального значения параметров работы всего
реактора, наиболее напряженного канала или, наконец, самого
опасного участка наиболее напряженного канала. Так, отклонения
от номинала общего расхода и температуры теплоносителя на входе
в активную зону и колебания мощности реактора, связанные с не-
точностями их измерения, поддержания и расчета, влияют на все
каналы и играют роль систематических ошибок, свойственных вся-
кому измерению. Совершенно устранить их невозможно, однако
оценить довольно легко.
Отклонения от средних значений параметров наиболее напря-
женного канала в целом, обусловленные неточностями его изго-
товления (количество делящегося изотопа, размеры твэла и зазора),
носят характер статистический и могут считаться известными, если
известна хотя бы дисперсия их распределения.
Наконец, локальное влияние колебаний физических свойств
или геометрии твэла, искажающих нормальное температурное поле,
как правило, может быть оценено только сверху. (Так, если необ-
ходимо учесть возможность прилегания к внутренней поверхности
оболочки зерна топлива в дисперсионном твэле, то рассматривать
приходится не среднее, а максимальное зерно.)
Метод оценки влияния механических коэффициентов, сводящий-
ся к наложению максимальных отклонений в одном наиболее не-
благоприятном месте и в один момент, может привести к значитель-
ному уменьшению допустимой мощности. В связи с этим более целе-
сообразным является вероятностный подход с заданием очень высо-
кого коэффициента надежности. Поскольку, однако, к моменту пер-
вого выхода нового реактора на мощность необходимые характерис-
тики известны обычно не все, окончательный их учет производится
по мере накопления опыта эксплуатации.
Ниже приводится схема определения максимальной температу-
ры оболочки по наложению в одном месте — так называемом «го-
рячем пятне»,всех неблагоприятных отклонений от средних величин.
Этот расчет полезно проводить во всех случаях, даже если в окон-
чательном варианте предельная температура оболочки будет выбра-
на на основе статистических методов.
Запишем выражение для 7обКС в виде [см. также (4.9)]:
= твх +КАТ ДТ + Kq 7макс/а.	(4.12)
Здесь Кдг и Kq — механические коэффициенты подогрева и тепло-
вого потока. Каждый из них, в свою очередь, содержит целый ряд
118
компонентов:
Kq~K-nvKcfK-dy 3Kl	(4.13)
K^T=KnoKcfK.sT э Kw.	(4.14)
Здесь Knv учитывает неточности определения нейтронного потока
(по современным стандартам 7СПИ 1,05); Kef учитывает отклоне-
ния от среднего значения концентрации делящегося вещества в твэ-
ле в целом: Kef = 1 + ACf/Cf°.
Изменение сечения сердечника твэла Зт. э в плоских твэлах
толщиной h оценивается коэффициентом
fa	;
т-э	ST. э ' h
изменение эквивалентного диаметра твэла — величиной 7<dT э =
dT. э/d?. э и изменение длины твэла — коэффициентом = ///°,
где индекс «0» относится к номинальному размеру.
Коэффициент изменения скорости теплоносителя при незначи-
тельных изменениях вязкости, длины твэлов, гидравлических ха-
рактеристик насоса и первого контура может быть записан как
1 п
ат. э
где п — показатель степени в зависимости коэффициента трения
f от числа Re: f — const Re-n; обычно n равен 0,2—0,25.
В случае локализованных отклонений геометрии или состава от
средних проектных значений возникают градиенты температуры,
вызывающие изгибы твэлов.
Растечки тепла снижают пики подогрева, перепадов темпера-
тур (а в большинстве случаев и пики тепловых потоков), т. е.
пренебрежение ими идет в запас; иногда эти запасы могут ока-
заться неразумно большими, и тогда учет перетечек тепла
обязателен.
Детальный учет локальных отклонений размеров и изменений
свойств твэлов более сложен, так как для этого нужно решить сов-
местно двух* или трехмерную задачу теплопроводности в твэлах,
конвективную задачу распределения скоростей, распространения
тепла вдоль и поперек потока теплоносителя и термоупругую зада-
чу изгиба твэлов при сложных геометрических формах границ с уче-
том взаимного влияния решений этих задач друг на друга через
краевые условия.
Поскольку совместный анализ этих задач весьма затруднен, то
стремятся их разделить, хотя даже в этом случае иногда не удается
найти решение отдельных задач. Особенно это относится к конвек-
тивной задаче, в которой важную роль играет знание распределения
интенсивности турбулентного обмена.
119
Для основных форм твэлов исследовательских реакторов —
пластинчатых и концентрических кольцевых — существует доста-
точно сильная взаимосвязь между местными пиками тепловых пото-
ков и изгибами твэлов, в то время как поперечный теплообмен меж-
ду различными твэлами и выравнивание температур между сосед-
ними потоками не очень велики, но при расчетах их следует учиты-
вать. Поэтому для пакета пластин при локальных изменениях
свойств и геометрии твэлов следует решать задачу комплексно.
Для упрощения методов решения применяют различные способы.
Однако даже в простейших случаях учет взаимосвязей изгибов,
перепадов температур между потоками и изменения их расходов
представляет большие трудности, и практически почти всегда реше-
ние требует последовательных приближений» а общие результа-
ты в явной форме получить не удается. При неблагоприятных усло-
виях учитывать эти взаимосвязи необходимо, так как при большом
подогреве и большом отношении ширины к толщине твэла и зазора
и при малой теплопроводности твэла (т. е. слабом выравнивании
температур между соседними зазорами) изгибы пластин могут выз-
вать значительное дополнительное сокращение расхода и рост тем-
ператур.
Помимо механических коэффициентов в расчете могут присутст-
вовать «коэффициенты незнания» некоторых величин (например,
диаметра твэла, подверженного распуханию под действием облуче-
ния). Если механический коэффициент вычисляется «из ориентиро-
вочных данных», он по существу является коэффициентом незнания.
§ 4.4.	ТЕРМИЧЕСКИЕ НАПРЯЖЕНИЯ В ТВЭЛАХ
Для оценки работоспособности твэла необходимо вычислить тер-
мические напряжения, возникающие в его оболочке и сердечнике,
и сравнить их с предельно допустимыми. Как известно, термические
напряжения, появляющиеся при нагреве некоторого элемента кон-
струкции, вызываются двумя причинами.
Первая из них — ограничение свободы деформации, обусловлен-
ное наложенными внешними связями. Поскольку способы крепле-
ния твэлов в реакторе обычно выбираются так, чтобы не препятст-
вовать их температурному расширению, эта сторона дела для нас
мало существенна.
Вторая причина (точнее, группа причин) — неравномерное рас-
ширение, обусловленное внутренними градиентами температуры
(они вызывают напряжения 1-го рода) и неоднородностями состава
(напряжения 2-го рода).
Напряжения 1-го рода возникают в макроскопических (сравни-
мых с размерами тела) областях из-за того, что неодинаково нагре-
тые части монолитной конструкции стремятся расшириться по-
разному и препятствуют расширению других частей.
Напряжения 2-го рода возникают в неоднородном теле даже в от-
сутствие градиентов температур — просто из-за различия коэффи-
120
циентов термического расширения в разных его частях или анизо-
тропии свойств этих частей. Они действуют в микроскопических
областях вблизи внутренних границ.
Способы определения термических напряжений 1-го рода (как
в области упругости, так и вне ее, за пределом текучести) разрабо-
таны гораздо лучше, чем методы расчета напряжений 2-го рода.
Однако основная трудность прочностных исследований твэлов
возникает на конечном этапе: при сравнении вычисленных напряже-
ний с допустимыми. Самое тщательное изучение свойств материалов
перед помещением твэла в реактор не может учесть одновремен-
ное влияние на допустимые напряжения таких факторов, как цик-
личность работы, облучение, физико-химическое воздействие тепло-
носителя.
Оценка возникающих в твэле термических напряжений содер-
жит три этапа:
а)	расчет температурных перепадов;
б)	определение вызванных ими упругих деформаций;
в)	вычисление напряжений.
Поскольку первый этап — предмет теории теплопроводности,
а вторые два — сопротивления материалов, ниже будут приведены
только две самые простые и наиболее употребительные формулы
для напряжений, а также две совершенно специфические формулы,
связывающие параметры матрицы с параметрами кермета.
Очень часто в исследовательских реакторах используются плас-
тинчатые твэлы, охлаждаемые с двух сторон. Если теплоотвод с обеих
сторон одинаков, а тепловыделение слабо зависит от расстояния до
поверхности, то максимальное напряжение в сердечнике равно
(кПсм2):
ат Е qv 62
° = T^v ' 12А, ’
и соответственно в оболочке:
а-т^ qb
Go6 ~	’ тй” ’
1 —v 2л
(4.15)
(4.16)
где ат — температурный коэффициент линейного расширения,
1/град; Е — модуль упругости, кПсм2-, v — коэффициент Пуассо-
на; А— коэффициент теплопроводности, вт/(м-град); qv — сред-
няя объемная тепловая нагрузка, вт1м*\ q — поверхностная теп-
ловая нагрузка, втЛи2; S — толщина топливной пластины или обо-
лочки, м.
Максимальные температурные напряжения в сердечнике и обо-
лочке возникают вблизи поверхности их контакта (напряжения рас-
тяжения).
Поскольку оболочка дисперсионных твэлов облегает сердечник
плотно, без зазора, то в детальном расчете следует также учитывать
нормальные напряжения на поверхности контакта. Последние оп-
ределяются условиями совместимости деформаций и равновесия обо-
лочки и сердечника.
121
Интересно провести хотя бы приближенные расчеты напряже-
ний в твэлах некоторых высокофорсированных реакторов. К сожа-
лению, данные по механическим и теплофизическим свойствам кон-
кретных дисперсионных композиций в литературе практически от-
сутствуют, и некоторые из этих свойств придется оценить качествен-
но или, во всяком случае, полуколичественно на основе эмпиричес-
ких соотношений.
В качестве примера рассмотрим твэлы реактора СМ-.2, на кото-
рых в специальных экспериментах достигнуты тепловые нагрузки
~14 Мвт/м2. Эти твэлы представляют собой прямые пластины с сер-
дечником из кермета Ni — UO2 толщиной 0,5 мм в оболочке из ни-
келя толщиной 0,15 мм (см. также § 4.1).
Объемное тепловыделение в топливной пластине равно
qv = 2q/8 = 56-109 вт!м?.
Модуль упругости Е керметов такого типа хорошо описывается
уравнением
EIEq = (1 — х)3’4,
где Eq — модуль упругости материала матрицы; х —объемная до-
ля топлива. Для нашего случая х = 0,5, Ео = 2-Ю6кПсм2 и Е =
= 1,91-105 кПсм2.
Значения коэффициентов Пуассона и линейного термического
расширения двуокиси урана и никеля отличаются незначительно,
поэтому для композиции можно принять v = 0,3 и ат = 12-10-6
\/град. Теплопроводность этого кермета % ~ 18 вт1(М‘град), По-
этому максимальное напряжение в сердечнике, вычисленное по фор-
муле (4.15), есть о = 212 кПсм2. Для идеальных дисперсионных
структур может быть использована следующая зависимость преде-
ла прочности бь от объемной доли топлива х (при х 0,5):
оь/оь° = 1 — 1,21 X2/3,
где о&° — предел прочности материала матрицы.
Предел прочности никеля о&° при температуре 200° С до облу-
чения равен 3580 кПсм2 и после облучения интегральным потоком
5-Ю19 нейпгрон1см2 увеличивается до 4120 кПсм2.
Используя в расчете наименьшее значение, получим аь =
= 835 кПсм2'.
Сравнение максимального рассчитанного напряжения о с преде-
лом прочности аь показывает, что в весьма тонких дисперсионных
твэлах даже при таких очень высоких удельных тепловыделениях
максимальные напряжения значительно меньше предела прочности.
Здесь следует еще раз отметить несовершенство наших знаний
о предельно допустимых термических напряжениях. Как видно
из расчета, действующие напряжения сравнительно невелики и за-
ведомо меньше предела текучести необлученной композиции. Однако
и они могут быть опасны при большом количестве циклов термичес-
ких нагружений, и при других обстоятельствах, способствующих
122
ускоренному разрушению твэла (например, вибрациях). Поэтому
следует очень тщательно определять условия работы твэлов за вре-
мя кампании и в зависимости от этих условий вводить поправки
к рекомендованному значению допустимого напряжения (равному
временному сопротивлению). Разумеется, наиболее надежный путь—
эксйериментальная проверка на циклическую усталость.
Расчет оболочки твэла при а? = 12 • 10“6 \/град, Хоб =
= 54 вт!(м-град), Е = 2 • 106 кПсм2, v = 0,3 дает о0б =
= 676 кГ/см? [формула (4.16)]. Предел текучести необлученного
никеля при температуре 200° С составляет 2350 кГ/см\
Интересно также оценить с точки зрения термических напряже-
ний предельно допустимое тепловыделение в твэлах подобного ти-
па. Выбрав 6С = 0,25 мм, 60б = 0,1 мм и q = 50 Мвт/м\ получим
о = 375 кГ/см2, что в 2,2 раза меньше предела прочности аь. Ве-
роятно, это значение о близко к временному сопротивлению, и дли-
тельность работы твэла должна быть существенно ограничена. С дру-
гой стороны, интенсивное выгорание ядерного топлива в таких твэ-
лах уменьшает его кампанию и значение временного сопротивления
становится несущественным.
§ 4.5. ПОТЕРЯ УСТОЙЧИВОСТИ ПЛАСТИНЧАТЫХ ТВЭЛОВ
ПРИ БОЛЬШОЙ СКОРОСТИ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ
Одним из факторов, ограничивающих рост тепловых нагрузок
на поверхностях пластинчатых твэлов, может явиться возникнове-
ние колебаний, обусловленных большим скоростным напором
теплоносителя, и последующая потеря устойчивости. В резуль-
тате возникновения колебаний может произойти либо пласти-
ческая деформация пластин, либо перекрытие канала теплоносите-
ля с последующим пережогом пластин.
В связи с этим необходимо рассмотреть поведение пластинчатых
твэлов в потоке под воздействием внешних возмущений. Наиболее
интересна для анализа плоская пластина, жестко закрепленная по
бокам по всей длине (мы не рассматриваем никаких тепловых эф-
фектов). Если в некотором сечении одного из разделенных пласти
ной каналов по какой-либо случайной причине давление уменьшит-
ся на величину (6Р), пластина прогнется и проходное сечение
в этом месте канала уменьшится на величину
(6S) = d(6^) = M(6Pb).	(4.17)
Здесь b — ширина канала; (6//) — усредненный по ширине прогиб;
А — коэффициент, зависящий от упругости пластины. Эта формула
справедлива, если (8РЬ) слабо меняется по ширине.
Изменение проходного сечения, в свою очередь, повлияет на рас-
пределение давления вдоль канала. Прежде всего, местное сужение
сечения повлечет за собой местное увеличение скорости и, как след-
ствие, местное падение давления (эффект Бернулли). В смежном ка-
нале, где сечение из-за прогиба увеличится, давление вырастет. Оба
123
эффекта приведут к увеличению перепада давления и дальнейшему
росту прогиба. Одновременно в месте сужения канала увеличится
гидравлическое сопротивление, и вследствие этого давление упадет
ниже по течению. В результате ниже по течению распространится
и прогиб. Когда он охватит большую часть длины канала, увеличив-
шееся гидравлическое сопротивление приведет к уменьшению рас-
хода, в то время как в соседнем канале расход увеличится. Это вы-
зовет увеличение давления и возникновение прогиба противополож-
ного знака. Колебания такого рода могут затухать или расти в за-
висимости от величины скоростного напора и коэффициента А.
Вследствие местного сужения канала на (6S) в результате внеш-
него воздействия в нем произойдет ответное уменьшение давления
на величину
тотв=ау-^-	(4.18)
Здесь S = М, Д — номинальное расстояние между пластинами
(половина гидравлического диаметра). В соседнем канале давление
увеличивается на такую же величину, так что общее ответное уве-
личение перепада давления на пластине равно
2(6Р)ОТВ =	4ф.	(4.19)
Подставив выражение (4.17) в формулу (4.19), получим
2(6Р)отв = ^4А(6Р)вн = В(6Р)вн.
Потеря устойчивости (возникновение незатухающих колебаний)
происходит, когда В > 1, т. е.
4 — -^>1.	(4.20)
Д 2	v ’
Действительно, пусть В <. 1. Если перепад давления 2(6Р)ОТВ
рассматривать, в свою очередь, как случайное, внешнее возмуще-
ние, то он породит дополнительный ответный перепад В(6Р)отв, т. е.
В2(6Р)вн; далее получится перепад В3(6Р)вн.
Каждый последующий ответ меньше предыдущего, и колебания
затухают, хотя общий ответный перепад может быть довольно велик:
0Р)вн- При В -> 1 он стремится к бесконечности.
Определим коэффициент А. Будем рассматривать пластину как
балку прямоугольного сечения с единичной шириной и длиной Ь,
жестко закрепленную в опорах и несущую равномерную нагрузку
(6Р). Высота балки равна 8 (толщина пластины). Прогиб такой
балки, усредненный по ее длине, определяется формулой
(^) = -§йг	. (4-21)
(Е — модуль упругости).
124
Сравнив формулы (4.17) и (4.21), можем переписать неравенство
(4.20) так:
2 Ь1 уа)2/2^ ।
30 ' 63Д Е
(4.22)
До сих пор предполагалось, что имеется всего два канала, раз-
деленных упругой пластиной (твэлом), а другие стенки этих ка-
налов считались абсолютно жесткими. В действительности сле-
дует рассматривать пакет, состоящий из большого числа парал-
лельных пластин. При этом прогиб одной пластины вызовет
встречный прогиб соседней и т. д. В результате изменение перепада
давления, вызванное прогибом пластины, удвоится, коэффициент 4
в формуле (4.20) следует заменить на 8. Чтобы не происходило поте-
ри устойчивости, ширина пластины должна удовлетворять усло-
вию
,	, iccsMV/4/ Е \1/4	.. по.
6<Ькр = 1,66б —	—-	,	4.23)
\ о /	\ ?®2/2 /
или скорость потока должна быть ниже критической:
(4.24)
Явление пластической деформации впервые наблюдалось в 1948 г.
для пластин с 6 = 2 мм, Ь = 68 мм, А = 3 мм и Е = (8 • 10s кПсм2)
при ау ~ 14 м/сек (они были изготовлены из сплава U — А1 с объем-
ным содержанием U ~ 16%). Расчет по формуле (4.24) дает значе-
ние &укр = 13 м/сек, довольно хорошо совпадающее с эксперимен-
тальным значением.
В качестве примера можно также рассмотреть устойчивость твэ-
лов реактора СМ-2 (b = 33,4 мм; 6 = 0,8 мм; А = 1,6 мм и Е =
= 1,9-105 кПсм2).
Значение щкр составляет всего 15 м/сек и ненамного превосходит
реальную максимальную скорость потока (9 м/сек). Для такой гру-
бой оценки запас явно недостаточен, и не удивительно, что в СМ-2
твэлы дистанционируются. Дистанционирование (гофрированные
пластинки в зазоре между твэлами) значительно усиливает сопро-
тивление потере устойчивости и идет в запас расчетов по формуле
(4.24).
Интересно оценить возможную ширину подобных твэлов в
отсутствие дистанционирования при скорости 40 м/сек и уменьшен-
ных толщинах 6 = 0,45 мм; \ — 0,8 мм. Формула (4.23) в этом слу-
чае дает критическую ширину Ькр = 10,7 мм.
В заключение следует заметить, что в детальном расчете устой-
чивости пластинчатых твэлов необходимо учитывать также возмож-
ность потери устойчивости за счет неравномерного распределения
температуры по ширине твэла.
125
§ 4.6. КОРРОЗИЯ ОБОЛОЧЕК ТВЭЛОВ И ТЕПЛОПЕРЕДАЧА
Рассмотрим вкратце некоторые аспекты проблемы коррозии и эро-
зии оболочек твэлов при высоких скоростях потока и больших теп-
ловых нагрузках.
Вопросы коррозионной и эрозионной стойкости оболочек при-
надлежат к наиболее важным и сложным проблемам создания и экс-
плуатации ядерных реакторов. Оболочки твэлов испытывают в ра-
бочих условиях комплексное физико-химическое и механическое
воздействие. Обычные для любых конструкций коррозионные про-
блемы осложняются значительными температурными перепадами
в пограничном слое и в коррозионной пленке, высокими скоростя-
ми теплоносителя и наличием в нем продуктов коррозии, изменением
структуры оболочки в процессе облучения и воздействием на нее
сердечника твэла. Кроме того, при высоких тепловых нагрузках
возможно поверхностное кипение и проблемы коррозии и эрозии
могут осложняться кавитационным воздействием пузырьков пара.
Окисные пленки и отложения, образование которых в значительной
степени определяется теплогидродинамическими процессами также
могут воздействовать на процессы теплообмена, ухудшая тепло-
передачу и приводя к росту температуры оболочки и сердечника.
Следует отметить некоторые отличия в подходе к оценке роли
этих процессов в исследовательских и энергетических реакторах,
связанные с различием параметров работы и сроков кампаний. Дли-
тельность кампании исследовательских реакторов, особенно высоко-
поточных, значительно меньше, чем длительность кампаний энерге-
тических реакторов, поэтому в первом случае можно допустить бо-
лее напряженные условия работы оболочек. Твэлы исследовательс-
ких реакторов часто должны работать при больших нейтронных
и тепловых потоках, хотя и при более низких температурах тепло-
носителя. Поэтому необходимо оценивать все происходящие в обо-
лочках процессы с учетом как срока работы, так и ее условий.
Среди действующих реакторов только в СМ-2, а среди проекти-
руемых только в AARR оболочки твэлов выполнены из таких проч-
ных и устойчивых при высоких температурах, но сильно поглощаю-
щих нейтроны материалов, как никель и нержавеющая сталь.
Обычный для энергетических реакторов материал, цирконий, не
встречается вообще. Никель и сталь настолько коррозионно устой-
чивы, а кампании реакторов СМ-2 и AARR настолько малы, что
трудных проблем в этих случаях не возникает.
В большинстве исследовательских реакторов для оболочек твэ-
лов используется алюминий и его сплавы. Поэтому основное внима-
ние в этом разделе уделено именно этим материалам. Алюминий и
его сплавы получили широкое распространение в качестве оболочек
твэлов исследовательских реакторов из-за хороших технологичес-
ких свойств, малых сечений поглощения нейтронов, высокой теп-
лопроводности, низкой стоимости, а также достаточной стойкости
в воде при температурах до 200—250° С.
126
Обычно различают алюминий чистый (99,99% А1), технический
(сумма содержания Fe + Ni < 1%) и специальные сплавы с раз-
личными добавками. В качестве оболочек твэлов исследовательских
реакторов обычно применяют технический алюминий (например,
американской марки 2 S или, иначе, 1100, которому соответствует
отечественный марки АД). Для оболочек американских высокопо-
точных исследовательских реакторов применяется сплав 6061 (иначе
61S) с добавками Ti, Mg, Мп, Сг. При повышенных температурах
воды (больших 130° С) применяют сплавы с добавками (1 —1,5%) Ni
(например, американские сплавы Х8001, Х8003, А288 и др.). Однако
эти сплавы обладают худшими механическими свойствами, чем
сплав 6061.
Коррозия технического алюминия при высоких температурах
в статических условиях и в потоке протекает обычно в три стадии:
на первой, сравнительно короткой, скорость коррозии довольно
значительна, но постепенно уменьшается, на второй — коррозия
идет с небольшой постоянной скоростью, и на третьей — наступает
ускоренная коррозия (межкристаллитная, язвенная, образование
пузырей), сопровождающаяся местными разрушениями. При тем-
пературах ниже предельно допустимых для технического алюминия
(150—200° С) длительность второй стадии может составлять несколь-
ко тысяч часов.
Скорость коррозии алюминия и его сплавов на первой стадии
может быть гораздо большей в потоке воды, чем в статических усло-
виях. Влияние скорости потока исследовано недостаточно, однако
следует отметить, что в интервале (3 4-25 м/сек) определенного влия-
ния скорости на коррозию не наблюдалось. В то же время установ-
лено, что на участках с гидродинамической нестабильностью (вход,
выход, местные сужения потока) коррозия алюминиевых сплавов
заметно ускоряется.
Коррозионная стойкость алюминиевых сплавов сильно зависит
от концентрации водородных ионов; оптимальные значения pH воды
при температурах 70—95° С для технического алюминия лежат
в пределах 4,0—7,0. В интервале температур (125—200° С) мини-
мальная скорость коррозии технического алюминия соответствует
pH ~ 5, а при значениях pH <3,5 и pH > 7 коррозия резко
ускоряется.
Поскольку нас интересуют не столько глубокие причины кор-
розионных процессов, сколько их влияние на температурные режи-
мы работы твэлов, то представляется полезным рассмотреть более
детально коррозию теплоотдающих поверхностей.
На таких поверхностях скорость коррозии алюминиевых спла-
вов может быть больше, чем на необогреваемых. Причины этого яв-
ления не вполне ясны. Высказываются предположения, что опреде-
ленную роль может играть величина разности температур между теп-
лоотдающей поверхностью и теплоносителем, которая, как полагают,
приводит к интенсификации электрохимических процессов в погра-
ничном слое. Кроме того, в самой окисной пленке могут возникать
127
термические напряжения, приводящие к ее ускоренному разруше-
нию.
Экспериментально показано, что связь между процессами кор-
розии и температурными режимами поверхностей носит весьма слож-
ный характер. Так, для сплава 6061 увеличение тепловой нагрузки
от 1,6 до 3,2 Мвт/м2 приводило почти к удвоению скорости образо-
вания пленки, а дальнейшее увеличение q до 6,4 Мвт/м2, практичес-
ки не сказывалось. Более четко удалось выяснить влияние образую-
щейся коррозионной пленки на температурный режим оболочки.
Для оценки зависимости от времени толщины коррозионной плен-
ки на сплаве 6061 предложена следующая эмпирическая зависи-
мость:
6 = 1U0 ’778 • ехр [—4600/Тоб].	(4.25)
Здесь 6 — толщина пленки, мм; t — время работы, ч; Тоб — тем-
пература поверхности, 0 К. Зависимость получена при pH = 5,
q ~ 3,2 4- 6,4 Мвт/м\ w = 14 м/сек и температуре поверхности
205° С.
Эти параметры типичны для высокопоточных исследовательских
реакторов, а сплав 6061 используется, например, в твэлах реакто-
ров ATR и HFIR. Следует отметить, что отклонения в значении
pH на ± 0,3 не вызывали значительного изменения скорости роста
окисла. Однако при увеличении pH до 7,0 скорость возрастала
в 2,7 раза.
Установлено, что теплопроводность пленки (А12О3 • Н2О) равна
примерно 2,30 вт/(м-град), а толщина ее в потоке воды не превы-
шает 0,050 мм. При этой толщине пленка становится очень неустой-
чивой и отслаивается. Тем не менее рост температуры оболочки под
такой пленкой при тепловой нагрузке 6,4 Мвт/м? достигает
(0,05-10“3) (6,4 -106)/2,3 = 140° С и представляется довольно опас-
ным с точки зрения ухудшения механических свойств оболочки. Ее
работа в таких условиях может быть надежной только ограниченное
время, соизмеримое со временем кампании высокопоточного реак-
тора.
Была оценена также связь образования окисной пленки на спла-
ве 6061 с разностью толщин самого металла оболочки в начале и кон-
це эксперимента после удаления всех продуктов коррозии. Если
пленка не отслаивается, то глубина коррозионного разрушения
металла составляет примерно 70% толщины окисла (не более
0,035 мм при максимальной толщине пленки 0,05 мм). Из формулы
(4.25) следует, что 6 становится равной 0,05 мм при температуре
поверхности 200° С через ~400 ч работы, т. е. за время, соизмери-
мое с кампанией высокопоточного реактора (например, HFIR).
Таким образом, пленка может отслаиваться один-два раза и корро-
зионное разрушение оболочки сравнительно невелико.
Следует также остановиться на проблеме эрозии, и прежде всего
понять смысл этого термина применительно к процессам, происхо-
дящим в водной среде на оболочках твэлов. Некоторые исследовате-
ле
ли считают эрозией совокупность процессов коррозии и динамичес-
кого воздействия потока на поверхность, другие выделяют процесс
коррозии как химический процесс, истирание как механический
и лишь остаток считают эрозией.
Непосредственное силовое воздействие потока воды, приводя-
щее к быстрому разрушению материала, начинается при весьма вы-
соких скоростях (больших 300 м/сек), и то лишь при ударном дей-
ствии. До этих значений влияние роста скорости потока на про-
цессы коррозии заключается в более интенсивном подводе к по-
верхности растворенных в воде активных веществ и срыве с нее
части коррозионных пленок.
При значениях w, несколько больших 100 м/сек, чистый алюми-
ний (впрочем, и никель) довольно быстро разрушается за счет рез-
кой интенсификации процесса коррозии. Однако при реально при-
меняемых скоростях потока воды (до 25 м/сек) и сравнительно корот-
ких кампаниях высокопоточных реакторов процесс эрозии является
фактором незначительным и не влияет на стойкость оболочек твэ-
лов из алюминиевых сплавов.
Рассматривая влияние кипения на стойкость алюминиевых спла-
вов, можно отметить отсутствие специфических коррозионных эф-
фектов в области температур до 130° С. Тем не менее при некоторых
(к сожалению, неисследованных) условиях кипение может способ-
ствовать механической деформации твэлов. Данных о влиянии ки-
пения на стойкость алюминия при более высоких температурах нет.
Однако известно, что на твэлах реактора HFIR (материал оболочки—
сплав 6061) поверхностное кипение допускается.
В целом проблемы коррозии и эрозии в реакторах еще не настоль-
ко изучены, чтобы в новых условиях можно было бы обойтись без
экспериментов, только экстраполируя известные данные. Особенно
это относится к воздействию кипения.
§ 4.7. ОСОБЕННОСТИ ТЕПЛООБМЕНА И ГИДРОДИНАМИКИ
ПОГРУЖНЫХ РЕАКТОРОВ
Погружные реакторы отличаются простотой конструкции, от-
носительно дешевы и удобны для проведения экспериментов: бас-
сейн или бак, в который помещен реактор, находится при атмосфер-
ном давлении, и к активной зоне возможен свободный доступ сверху.
Однако, когда рассматриваются вопросы теплоотвода, атмосферное
давление становится определенным недостатком. В погружных реак-
торах основным фактором, ограничивающим рост удельной мощ-
ности, становится температура насыщения Тн при давлении, пре-
вышающем атмосферное на величину столба жидкости над активной
зоной. Обычно высота этого столба составляет 5—7 м и Тн ~ (110-4-
-4- 115)° С. Температуру воды на входе вряд ли можно сделать за-
метно меньше 30° С, и поэтому максимальный температурный напор
между стенкой и теплоносителем ATa = Тст — Т в канале тако-
го реактора не превышает 80—85° С. Ррста тепловой нагрузки q =
5 Зак. 629
129
= аДТа можно добиться, лишь увеличивая а, т. е., в конечном сче-
те, скорость теплоносителя.
Рассмотрим возможности увеличения скорости воды в погруж-
ных реакторах. В оценке их будем исходить из условий поддержа-
ния атмосферного давления в баке или бассейне и сохранения доступ-
ности активной зоны. При таком подходе большое значение приоб-
ретает выбор направления движения теплоносителя. Если поток
направлен сверху вниз, что весьма выгодно для предотвращения
всплытия кассет и упрощения конструкции реактора, то вода посту-
пает в активную зону непосредственно из бассейна при давлении,
всего на 0,5—0,7 кГ/см2 превышающем атмосферное. Устройство
напорной камеры над активной зоной ликвидировало бы ее доступ-
ность. Низкое входное давление ограничивает его перепад в каналах
реактора величиной £(у&у2)/2 ^1,5 — 1,7 кГ/см\ £ — коэффициент
потерь на трение и местные сопротивления.
На самом деле это оценка сверху и реален только знак <.
Действительно, чтобы вода в реакторе не закипела полностью,
температура Тн, соответствующая выходному давлению, должна
быть по крайней мере больше выходной. Кроме того, нужно учиты-
вать, что падение в конце тракта давления и соответствующее сни-
жение Тн ведут к уменьшению температурного напора ДТа и тем
самым к ухудшению теплоотвода. Поэтому целесообразно не
допускать Тп, меньших 100° С, т. е. выходных давлений, мень-
ших 1 кГ/см2. Таким образом, потеря давления не должна'превосхо-
дить 0,5 4- 0,7 кГ/см2. При минимальном значении £ ~ 5, которое
является вполне реальной величиной для подобных реакторов,
скорость воды не должна превышать 5 м/сек.
При движении потока снизу вверх напорную камеру можно ус-
тановить под активной зоной, и тогда — теоретически — ограниче-
ния по перепаду давления и, следовательно, скорости теплоносите-
ля исчезают: в камере можно создать любые давления и иметь ~1,54-
4- 1,7 кГ/см2 не на входе, а на выходе потока из активной зоны в от-
крытый бассейн. При этом можно снимать с поверхности твэлов зна-
чительно большие мощности. Преимуществами подъемного движения
потока являются также возможность просто организовать естест-
венную циркуляцию для отвода остаточного тепловыделения после
остановки насосов, а также возможность легко удалять газы и пу-
зырьки пара.
Однако подъемное движение не всегда удобно, так как меры,
предпринимаемые против возможного всплывания кассет, услож-
няют конструкцию. Кроме того, теплая радиоактивная вода не
должна попадать непосредственно на поверхность бассейна.
Благодаря подъемному движению воды во французском погруж-
ном реакторе OSIRIS удалось повысить скорость воды до 7 м/сек
и достичь максимальной тепловой нагрузки 1,8 Мвт/м2, в то время
как в аналогичном реакторе SILOE с опускным движением воды ско-
рость не превышает 4,65 м/сек и максимальная нагрузка составляет
1,2 Мвт/м2.
130
Расчет теплообмена для погружных реакторов в общем случае
можно проводить по формулам (4.2), (4.5), (4.6). Однако, учитывая,
что при давлении, близком к атмосферному, и поверхностном кипе-
нии довольно велик перепад ДТ^ = Тст — TKi целесообразно вы-
делять зону неразвитого поверхностного кипения (участок 1—2
на рис. 4.4). Определить в ней температурный перепад ДТн. к =
= Тснтк — Т„, соответствующий началу кипения, можно по следую-
щей простой зависимости: ATV к = Д^/а [см. также формулы (4.2)
и (4.6)].
Исходя из этого перепада, можно определить новое значение
дн. к и соответственно более разумный запас до начала кипения при
работе без него.
ЛИТЕРАТУРА
1.	Крамеров А. Я., Шевелев Я. В. Инженерные расчеты ядер-
ных реакторов. М., Атомиздат, 1964.
2.	Самойлов А. Г., Каштанов А. И., Волков В. С. Дис-
персионные тепловыделяющие элементы ядерных реакторов. М., Атом-
издат, 1969.
3.	Клемин А. И., Стригулин М. М. Некоторые вопросы надеж-
ности ядерных реакторов. М., Атомиздат, 1968.
4.	П о х в а л о в Ю. Е. и др. «Теплоэнергетика», № 5, 63 (1966).
5*
ГЛАВА 5
ФИЗИКА НЕКОТОРЫХ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ РЕАКТОРОВ
В этой главе приведено описание физики исследовательских
реакторов, интересных либо вкладом в научно-технический про-
гресс, либо типичностью конструкции, либо ее остроумием и уни-
кальностью, либо, наконец, достигнутыми параметрами. Нам приш-
лось отказаться от привлекательного, на первый взгляд, принципа
отбора и расположения материала в строгом соответствии с класси-
фикацией по назначению, величине потока нейтронов и режиму ра-
боты.
Из-за разнообразия реакторов изложение в хронологической
последовательности также не слишком поучительно, и достаточно
удобной представляется следующая группировка: высокопоточные
реакторы; петлевые реакторы; серийные реакторы; реакторы с не-
стационарным потоком.
В каждом параграфе один реактор описывается детальнее осталь-
ных. Отсутствие единообразия в акцентах объясняется стремлением
сохранить их такими же, как в оригинальных работах.
§ 5.1. ВЫСОКОПОТОЧНЫЕ РЕАКТОРЫ
Реактор СМ-2 (Сверхмощный-2)
Реактор СМ-2 (см. рис. 6.11, 6.12) предназначен для накопления
трансурановых изотопов и широкого круга исследований по ядер-
ной физике, физике твердого тела, металловедению, радиационной
химии, физике и технике реакторостроения и во многих других от-
раслях науки и техники.
Активная зона высотой 25 см в плане (рис. 5.1) представляет
собой кольцо из'28 кассет размером 7x7 см, вписанное в квадрат
со стороной 42 см. В четырех угловых ячейках этого квадрата рас-
положены компенсирующие стержни, а четыре центральные ячей-
ки образуют водяную полость — ловушку нейтронов (14 X 14 см).
Отражатель собран из бериллиевых блоков, разделенных тонкими
прослойками воды. Рабочая кассета (см. рис. 4.1 и табл. 4.1) содер-
жит 54 пластинчатых твэла толщиной 0,8 мм, разделенных зазора-
ми для водяного теплоносителя толщиной 1,65 мм. Каждый твэл
132
ПЕЯЯЯП
аякезкн
аИЙЗЙКО
□ЭВЗЙИС
6
е
д
Рис. 5.1. Картограммы реактора СМ-2:
/—стержень КС; 2 —сменные кассеты из ВеО; 3 —рабочие кассеты; 4 — вода; 5—бериллиевые вкладыши; 6 —отражатель; 7 —стержень АР;
I — V —горизонтальные каналы; N1—ловушка нейтронов; N2 -^N19 — вертикальные каналы.
содержит 12,5 г 235U и 1,39 г 238U в виде двуокиси, диспергированной
в никелевой матрице. Покрытия также никелевые.
Для проведения экспериментальных работ в реакторе имеется
пять горизонтальных, один наклонный и 18 вертикальных каналов
(описание конструкции реактора см. в гл. 6). Реактор СМ-2 —
первый в мировой практике исследовательский реактор с водяным
замедлителем, работающий на эпитепловых нейтронах.
Строительство реактора было закончено в 1961 г.; физический
пуск осуществлен в октябре 1961 г. С ноября 1962 г. реактор эксплу-
атировался на проектной мощности 50 Мет. Затем высота активной
зоны была увеличена до 35 см, а мощность доведена до 75 Мет.
За время эксплуатации реактора на пониженной мощности и осо-
бенно на проектных параметрах выполнена большая программа
научно-исследовательских работ, связанная как с изучением само-
го реактора и его отдельных узлов, так и с облучением различных
материалов в экспериментальных каналах.
Линейные размеры реактора СМ-2 соизмеримы с длиной мигра-
ции нейтронов, а активная зона и отражатель имеют сложную гео-
метрию и необычный состав (высокое содержание урана в единице
объема, никель в матрице и оболочке). Поэтому полностью надеять-
ся на физический расчет при проектировании реактора было риско-
ванно, и большая роль отводилась экспериментам, в том числе экспе-
риментам с однородными активными зонами, содержащими, помимо
урана и замедлителя, намеченные использованию конструк-
ционные материалы.
Одновременно с экспериментами разрабатывалась подходящая
методика расчета. Было установлено, что расчет распределения по-
токов нейтронов по активной зоне и «ловушке» в /^-приближении
с 12 энергетическими группами удовлетворительно согласуется
с экспериментальными данными. Однако величина критической за-
грузки согласуется с экспериментальной только в случае одномер-
ной геометрии активной зоны и отражателя. Было очевидно, что фи-
зический расчет некоторых конфигураций активной зоны можно
сделать только в двумерном приближении.
Расчет спектра нейтронов в активной зоне показал, что —90%
нейтронов поглощается ниже энергии 10 эв. Возраст тепловых нейт-
ронов составляет 35 см2, а область энергий 10 — 0,1 эв вносит вклад
всего —2 см2. Поэтому утечка нейтронов из реактора определяется
областью энергий выше 10 эв.
В связи с этим для нейтроннофизического расчета удобно при-
нять следующую двухгрупповую модель: быстрые нейтроны не по-
глощаются, но испытывают значительную миграцию; поглощаются
только медленные нейтроны (с энергией меньше 10 эв), миграция ко-
торых мала.
Двухгрупповой двумерный расчет реактора СМ-2 проводился
в (г — ср)- и (г — ?)-геометриях (г — направление вертикальной
оси). В (г — ф)- [точнее, (х — у)-, поскольку зоны ограничены от-
резками прямых] геометрии утечка нейтронов в вертикальном на-
134
правлении учитывалась тем, что групповые сечения поглощения
принимались равными
2f=2f* + xz2Of.
Здесь —сечение поглощения i-й группы в бесконечной среде;
Dt — коэффициент диффузии Лй группы; х22 = я2/(Н + б)2, где
Н — высота активной зоны; б — эффективная добавка.
Утечка нейтронов через вертикальные газовые каналы учиты-
валась следующим образом: все макроскопические сечения в объе-
ме канала принимались равными нулю, а коэффициент диффузии
вычислялся по формуле
D — I blLi
3 "Г 3 ’
где dv — гидравлический диаметр газового канала; ktri— транс-
портная длина i-й группы в окружающем канал пространстве. Эта
приближенная и не вполне очевидная формула следует из анализа
миграции нейтронов в пористых средах.
Влияние горизонтальных каналов на реактивность учитывалось
с помощью экспериментальных поправок.
В (г — ?)-геометрии рассчитывалось только распределение по-
токов нейтронов по высоте реактора. Влияние экспериментальных
каналов не рассматривалось.
В двухгрупповом двумерном приближении вычислялись реак-
тивности для различных конфигураций активной зоны, компенси-
рующие способности регулирующих стержней, изменение реактив-
ности при выгорании 235U, распределения потоков быстрых и
медленных нейтронов. Расчеты удовлетворительно согласуются
с экспериментом.
Критическая загрузка исследовалась для активной зоны раз-
личной конфигурации: с центральной водяной полостью, с установ-
ленными в водяной полости бериллиевыми вкладышами, с централь-
ной полостью, заполненной окисью бериллия, и т. д.
Критическое состояние достигалось путем постепенного запол-
нения водой заранее собранной активной зоны. Результаты некото-
рых опытов по определению критической массы реактора приведены
в табл. 5.1 и на рис. 5.1.
Критическая масса реальной конструкции с водяной полостью
в центре и без экспериментальных каналов оказалась равной 11 кг.
Экспериментальные каналы увеличивают критическую массу
до 13,5 кг. С целью ее уменьшения в ловушке нейтронов были уста-
новлены бериллиевые вкладыши. Это снизило критическую массу
до 8,6 кг без экспериментальных каналов и до 11,2 кг с ними.
Физический расчет в двухгрупповом двумерном приближении
несколько занижает значения критических загрузок. Однако отли-
чие от экспериментальных данных не превышает 10%.
Система управления реактором СМ-2 включает три группы стерж-
ней разного назначения, по 4 стержня в группе. Каждый стержень—
135
Таблица 5.1
Критические массы для различных конфигураций активной зоны
Тип
системы
Состояние
каналов
В центральной
полости установ-
лены кассеты из
окиси бериллия
Каналы открыты
В центральной
полости вода
В центральной
полости бериллие-
вые вкладыши и
вода
Вертикальные каналы (
закрыты пробками из (
окиси бериллия; в гори-
зонтальном канале III
пробка из свинца, в го-
ризонтальном канале V
пробка из окиси берил-
лия
Каналы открыты
* При уменьшении числа кассет на единицу система подкритична.
** Реактивность вычислена для системы из 20 кассет.
1,8
1,1
0,8**
это кадмиевая труба в стальном покрытии, заполненная водой
и снабженная бериллиевым удлинителем. По мере подъема стержня
удлинитель занимает место, занятое прежде кадмиевой трубой,
вытесняет воду из канала и тем самым увеличивает «вес» органа ре-
гулирования.
Компенсирующие стержни расположены во внешних углах ак-
тивной зоны и в сечении представляют собой квадрат со стороной
~7 см. Их суммарный «вес» составляет ~4,5 %, причем эффектов
интерференции не обнаруживается. Стержни аварийной защиты
(АЗ) диаметром ~1 см размещены в бериллиевых вкладышах, за-
нимающих углы центральной ловушки. Из-за наличия удлинителя
в рабочем (взведенном) состоянии они не возмущают потока нейтро-
нов. «Вес» каждого стержня АЗ ~ 1%, однако интерференция сво-
дит их суммарное действие к 2,8%. Расположенные в толще отража-
теля, довольно далеко от активной зоны, стержни автоматического
регулирования (АР) — круглые трубы диаметром —1 см.
Компенсирующая способность всех стержней определялась по
периоду разгона реактора. Реактивность вычислялась по формуле
«обратных часов». На основании специальных расчетов отношение
136
эффективной (учитывающей уменьшенную утечку и, следовательно,
увеличенную ценность для развития цепной реакции) доли запазды-
вающих нейтронов рэфф к истинной доле р принималось равным 1,4
для активной зоны из 20 кассет и 1,3 для 28 кассет.
Загрузка в центральную ловушку материалов с малым сечением
поглощения (алюминия, свинца, окиси бериллия)увеличивает реак-
тивность системы. Большой эффект в увеличении реактивности
дают бериллий и окись бериллия. Так, например, вкладыши из бе-
риллия, установленные в ловушке нейтронов между центральным
каналом и активной зоной, увеличивают реактивность на 5%. Шесть
цилиндрических блочков 2%-кого обогащения диаметром 1 см с об-
щей загрузкой 18 г, равномерно размещенных по сечению централь-
ного канала, увеличивают реактивность на ~1%.
Общая потеря реактивности, вызванная наличием эксперимен-
тальных каналов во внешнем отражателе, составляет ~4%, причем
далекие периферийные каналы (например, № 10, 11) практически
не влияют на реактивность.
Экспериментальное исследование спектра нейтронов и простран-
ственного распределения потоков по объему реактора проводилось
с помощью малогабаритных импульсных камер, содержащих 235U,
а также с помощью урановых, индиевых и золотых индикаторов.
Диаметр делительных камер, равный 1,4 мм, позволил проводить
измерения ^в зазорах между тепловыделяющими пластинами.
Измеренный объемный коэффициент неравномерности тепловы-
деления по активной зоне оказался равным ~3.
Плотность деления 235 U в экспериментальных каналах измеря-
лась камерами большего диаметра (до 5 мм), а радиальные распреде-
ления плотности активации закадмиевыми нейтронами и кадмиевые
отношения по индию и золоту — фольгами толщиной 0,1 и 0,2 а/сл/2
соответственно.
Решение кинетического уравнения в плоской решетке твэлов
указывает на значительную величину блок-эффекта: для измеряе-
мого длительной камерой интеграла J Ф(и)о^(и)йи отношение мак-
симального значения в воде к среднему в топливе дости-
гает ~1,3.
Пространственно-энергетическое распределение замедляющих-
ся нейтронов и плотность делений, измеряемая камерой с 235U, рас-
считывались в /^-приближении. Плотность делений рассчитывалась
также в двухгрупповом двумерном приближении.
Спектр медленных нейтронов рассчитывался для гомогенной сре-
ды численно в предположении, что ее замедляющая способность
= const, а отношение среднего логарифмического квадрата по-
тери энергии к удвоенной средней логарифмической потере энергии
при рассеянии на свободном неподвижном ядре равно 1. Закон из-
менения сечения поглощения в зависимости от энергии был выбран
соответствующим сечению поглощения в 235U. Спектр нейтронов рас-
считывался в интервале 0—2 эв. Одновременно вычислялся и поток
137
замедления по энергетической оси /(£), равный доле нейтронов, по-
глощенных ниже данной энергии, т. е.
Е	оо
j (Е) - J ос5 ФйЕ' / $ ас5 ФЛЕ'.
о	.0
Рис. 5.2. Энергетическая зависимость
потока нейтронов Ф(?) и потока по
энергетической оси j(z) (z = E/kT\
Т = 323° К).
Температура среды принималась равной 50° С. Энергетическая
зависимость потока нейтронов Ф(г) и потока замедления по энерге-
тической оси /(Е) представлена на рис. 5.2. Расчетное кадмиевое от-
ношение 235U по захвату ока-
зывается равным 2,44, а по
делению 2,47.
Большой интерес пред-
ставляет распределение пото-
ка нейтронов в центральной
водяной полости при разме-
щении в ней различных ми-
шеней. Для изучения эффек-
тов завала потока была про-
ведена серия измерений, ре-
зультаты которых представ-
лены на рис. 5.3. (Одновре-
менно изучалось влияние ми-
шеней на реактивность.)
В качестве имитатора ми-
шени с делящимся веществом
в канал устанавливались теп-
ловыделяющие пластины ре-
актора СМ-2 с различным ша-
гом. Как видно из графика, размещение в канале 14 пластинча-
тых твэлов с шагом 2,45 мм приводит к уменьшению потока
тепловых, нейтронов примерно в 20 раз. Очевидно, что мишень-на-
копитель трансурановых изотопов должна быть гораздо более про-
зрачной.
Стационарное отравление 135Хе рассчитывалось по формуле
(Т1 + у2) f crXeOdE
k ос5 ’	?
^2 + ) ^Хе
0
где 71 + у2 — 0,064 — суммарный выход на деление осколков иода
и ксенона; Х2 = 2,09-10"5 сек'1 — постоянная распада 135 Хе; 9 —
вероятность поглощения в уране.
Формула соответствует следующим приближениям:
1)	плотность ядер 135Хе считается постоянной по активной зоне
и равной некоторому значению, соответствующему средней плот-
ности делений;
138
2)	ценность медленных нейтронов также постоянна по активной
зоне;
3)	спектр медленных нейтронов по всей активной зоне предпо-
лагается таким же, как внутри нее.
В действительности на границе активной зоны имеется всплеск
потока нейтронов, и это приводит к значительным местным отли-
чиям ядерной плотности ксенона от средней. Кроме того, ценность
Рис. 5.3. Распределение плотности делений 236U в ловушке нейтро-
нов при размещении в ней тепловыделяющих пластин реактора
СМ-2:
О—пластин нет; д—три пластины, шаг 2,45 мм; 4 —шесть пластин, шаг
7,35 мм; X — восемь пластин, шаг 4,9 мм; □ — 14 пластин, шаг 2,45 мм.
и спектр медленных нейтронов в этом месте отличаются от соответст-
вующих величин в массиве зоны. Учет указанных граничных эффек-
тов проводился по теории возмущений. Результаты такого расчета
отличаются от экспериментальных значений не более чем на величи-
ну погрешности измерений (0,25%).
При мощности 50 Мет отравление 135Хе близко к предельному
(\klk) л; 4,5% и составляет ~4%.
Темп падения реактивности при работе реактора на мощности
50 Мет составляет 2,2-10“4 %1(Мвт-ч). Расчет изменения реак-
тивности в двухгрупповом двумерном приближении, предполагаю-
щий равномерное выгорание урана в пределах одной цассеты, дает
величину (1,7—2,3)- 10-4%/(Л4в/п-ч).
133
В этом же приближении замена свежими четырех кассет, равно-
мерно выгоревших до 12,5% во внутреннем ряду активной зоны,
увеличивает реактивность на 1,3%, а такая же замена во внешнем
ряду увеличивает реактивность на 1%. При выгорании до 25% эти
значения соответственно равны 2,8 и 2%.
Эксперименты по определению температурного эффекта реак-
тивности показали, что при нагревании воды первого контура
и постоянной температуре воды в ловушке реактивность монотонно
уменьшается. Наоборот, при нагревании воды в ловушке и сохра-
нении температуры воды первого контура реактивность возрастает.
Одновременный нагрев воды в активной зоне и в центральной по-
лости приводит к тому, что до —30° С реактивность очень слабо
возрастает, а при дальнейшем нагреве падает на 0,23% при 75° С.
Одна из наиболее сложных проблем, возникающих в реакторах
типа-СМ-2 — это правильное профилирование урана у границы ак-
тивной зоны.
Проведенные с твэлами реактора СМ-2 эксперименты доказали
их работоспособность при тепловых нагрузках более 107 ккал/(м2-ч),
что в два раза превышает максимальные тепловые нагрузки в реак-
торе. Поэтому главная цель профилирования урана по активной
зоне заключается не в уменьшении тепловых нагрузок, а в увеличе-
нии среднего выгорания. Расчеты показывают, что если загрузку
урана в кассетах не профилировать, то среднее выгорание урана
в выгружаемой из активной зоны кассете оказывается в 5 kz раз
меньше допустимого (kz =1,3 — коэффициент неравномерности
энерговыделения по высоте активной зоны). Это значит, что если,
например, допустимое выгорание равно 35%, то среднее выгорание
не превышает 6%.
Принятое в проекте профилирование (первая пластина содер-
жит 1/3 урана, вторая 2/3, третья и последующие 1) позволяет уве-
личить среднее выгорание в 1,7 раза. Это происходит потому, что
первая пластинка с полной загрузкой урана стоит третьей от внут-
ренней границы активной зоны, где потоки нейтронов меньше. В об-
ласти больших потоков размещены пластинки с меньшим содержа-
нием урана, т. е. с большим допустимым выгоранием.
В процессе усовершенствования реактора было введено новое
профилирование (0,25; 0,4; 0,6; 0,8; 1,0), которое позволяет поднять
среднее выгорание в 2,5 раза по сравнению с непрофилированными
кассетами.
Все приведенные по выгоранию данные относятся к активной
зоне без бериллиевых вкладышей. Размещение в ловушке нейтро-
нов бериллиевых вкладышей несколько уменьшает потоки нейтро-
нов на внутренней границе и увеличивает среднее выгорание
в -1,3 раза.
Таким образом, принятые меры позволили приблизить среднее
выгорание к допустимому более чем в три раза. Однако разрыв
между средним и допустимым выгоранием все еще велик и ра-
вен —2.
140
Профилирование урана по кассете увеличивает критическую
загрузку. Однако загрузка растет медленнее, чем среднее выгора-
ние. Например, проектное профилирование увеличило критическую
загрузку на ~5%, а новое на ~10%. Поэтому для уменьшения рас-
хода урана профилирование целесообразно.
Изотопный реактор
с высоким потоком HFIR
В 1965 г. в Ок-Риджской национальной лаборатории США был
сооружен высокопоточный реактор для производства трансплуто-
ниевых элементов. Полученные на нем результаты подтвердили
целесообразность создания в центре активной зоны водяной ловушки
нейтронов, впервые реализованной на аппарате СМ-2. Для выигры-
ша времени и сокращения расходов на проектирование, строительст-
во и эксплуатацию были выбраны хорошо изученные пластинчатые
твэлы в алюминиевой оболочке. Это привело к очень высокому зна-
чению качества реактора К при меньшей по сравнению с СМ-2 глу-
бине выгорания топлива*. Таким образом, HFIR — одноцелевой
аппарат. Он является основой большого комплекса, в который вхо-
дят существовавшие ранее реакторы и химические заводы, а также
специально сооруженная установка для переработки трансурановых
элементов. Длительное облучение тяжелых изотопов в реакторах-
конверторах для получения плутония в промышленных масшта-
бах дает возможность накопить сотни граммов 242 Р4, а также
некоторое количество 243 Am и 244 Ст. После химической очистки
из 242 Ри изготовляются мишени для HFIR, в которых за один год
можно получить около 100 г изотопов кюрия и 100 мг изотопов
калифорния. Следует новый химический цикл, и из кюрия готовят-
ся новые мишени; в них образуется 1 г 252 cf и в меньших ко-
личествах другие его изотопы, а также берклий, эйнштейний и
фермий.
Необходимый темп накопления изотопов послужил основой для
выбора довольно узкой области приемлемых значений исходного па-
раметра проектирования — потока тепловых нейтронов в мишени.
Другой исходный параметр — мощность реактора. Все осталь-
ные характеристики аппарата, приведенные ниже, можно считать
вторичными:
Основные характеристики
Общая мощность реактора, Мет...................... 100
Мощность активной зоны, Мет....................... 97,5
Объем активной зоны, л.......................... 50,78
Теплопередающая поверхность твэлов, jt2 . .	40
Расход теплоносителя, л!сек........................ 883
Скорость воды в активной зоне, м!сек,............ 12,8
* И, вообще говоря, при худших условиях для облучения в отражателе.
Однако последнее обстоятельство, интересное при сопоставлении близких
конструкций, не влияет на эффективность использования HFIR.
141
Давление воды на входе, ат................. 68
Температура воды на вх.оде, °C..........  *	49,4
Температура воды на^[выходе, °C:
средняя.................................... 87
максимальная ........................... 125
Максимальная температура топлива, °C:
в начале кампании ........................... 220
в конце кампании ............................. 331
Максимальная* температура покрытия, °C:
в начале кампании............................ 208
в конце кампании ............................. 319
Удельная мощность,^Мвт/л:
средняя...................................... 1,9
максимальная ................................. 4,3
Тепловой поток, Мвт/м2:
средний..................................... 2,44
максимальный................................. 6,15
Уровень мощности, соответствующий кризису
- теплообмена в стационарных условиях, Мет	150
Максимальный невозмущенный поток тепловых
нейтронов, нейтрон/(см2• сек)................. 5,5-101&
Средний поток тепловых нейтронов в мишени
(300 г 242Ри), нейтрон/(см2-сек)........... 2,0-1015,
Средний поток эпитепловых нейтронов в мишени,
нейтрон/ (см2-сек)......................... 2,4-1015,
Максимальный поток эпитепловых нейтронов
в активной зоне, нейтрон/(см2-сек).............. 4-Ю15
Максимальный невозмущенный поток тепло-
вых нейтронов в бериллиевом отражателе,
нейтрон/(см2 - сек):
в начале кампании....................... 1,1 • 1015
в конце кампании........................ 1,6-1015
Время жизни мгновенных нейтронов, мксек:
в начале кампании............................. 35
в конце кампании.............................. 70
Эффективная доля запаздывающих нейтронов	0,0071
Длительность кампании,	сутки.................... 14
* В «горячем пятне».
Ловушка нейтронов и активная зона (рис. 5.4), а также органы
регулирования и отражатель (рис. 5.5) в сечении ограничены кон-
центрическими окружностями.
Как было показано в гл. 2, оптимальный диаметр ловушки опре-
деляется противоречивыми требованиями: для снижения утечки теп-
ловых нейтронов она должна быть как можно больше, но в центре
большой ловушки источники тепловых нейтронов малы и погло-
щение вызывает депрессию потока. В свою очередь, мощность ис-
точников определяется утечкой быстрых нейтронов из активной
зоны и зависит от ее формы, размеров и состава.
Уменьшение размера активной зоны и отношения объемов воды
к объему твэлов увеличивает утечку. Дополнительного выигрыша
можно добиться, оптимизируя отношение длины твэлов к объему
активной зоны.
Как отмечалось в гл. 2, поток тепловых нейтронов в ловушке оп-
ределяется удельной (а не полной) мощностью реактора. Поэтому
142
1
Рис. 5.4. Активная зона и твэлы HFIR:
/—внешнее кольцо; 2 — внутреннее кольцо.
в HFIR особое внимание уделено улучшению условий теплоотвода.
Этому служат симметричная форма активной зоны и отражателя,
симметрия системы регулирования, радиальное профилирование
Сечение по А А
Рис. 5.5. Вертикальный разрез реакто-
ра HFIR:
/—внутренний поглотитель (компенсация и
регулирование); 2 — секционный наружный пог-
лотитель (компенсация и аварийная защита);
3 —черная зона (Eu2O3—AI); 4— серая зона
(Ta —А1); 5 — белая зона (А1); '6 — приводы
наружных поглотителей; 7—привод внутрен-
него поглотителя; 8 — бериллиевый отража-
тель; 9 — наружные твэлы; 10 — внутренние
тв элы.
зом на ток тепловых и
ление поглотителей на
топлива и выгорающего пог-
лотителя, забота об осевом
распределении энерговыделе-
ния. Если не учитывать «го-
рячего пятна», то отношение
^макс /qv составляет всего 1,45.
Активная зона состоит по
существу всего из двух слож-
ных твэлов (ТВС). Внутрен-
ний содержит 171 пластину
с общей начальной загруз-
кой 2,6 кг 235 5 и 2,12 г 10 В
внешний — 369 пластин с
6,8 кг урана. Металлокера-
мика внутренних пластин со-
держит 35 вес. % U3О8, внеш-
них—40 вес. %. Толщина обо-
лочки—всего 1/4 мм, толщина
как самих пластин, так и за-
зоров между ними — 1,27лм/.
Хорошая теплопроводность
топливной композиции поз-
волила установить довольно
широкие допуски на распре-
деление концентрации урана:
±10% от номинала на отрез-
ках длиной 1,27 см и меньше
±30% на площади диаметром
2 мм, покрываемой контроли-
рующим рентгеновским пуч-
ком. Тем не менее, первое
требование вызвало некото-
рые трудности.
Конструкция исполни-
тельных органов СУЗ обес-
печивает не только надеж-
ность их работы, но и отсут-
ствие возмущений и асиммет-
рии потока в ловушке и ак-
тивной зоне. Поглотители
воздействуют главным обра-
эпитепловых нейтронов из отражателя. Де-
три зоны по высоте и их согласованное пе-
ремещение помогают поддерживать симметрию распределения энер-
говыделения относительно центральной плоскости.
144
Баланс реактивности реактора выглядит следующим образом:
Эффективный коэффициент размножения k
в начале кампании........................... 1,11
Влияние на k:
выгорания борного поглотителя.............. +0,08
разогрева до рабочих температур.............. 0,00
стационарного отравления (Хе + Sm) . . .	—0,05
накопления шлаков — осколков деления	—0,04
выгорания топлива....................... —0,09
Полный «вес» системы регулирования Afe/&, %	19
Высокопоточный реактор
в Саванна-Ривере (SRHFD)
В марте 1965 г. на тяжеловодном реакторе в Саванна-Ривере
был достигнут поток нейтронов 4,2-1015 нейтрон/(см2-сек). При
этом скорость теплоносителя в активной зоне составляла 19,8 м/секг
его расход — 5,65 м?/сек, тепловая нагрузка поверхностей
твэлов — 7,3 Мвт/м2, а максимальная энергонапряженность —-
156 Мет/кг 236U. Максимальный поток нейтронов был получен в объе-
ме 2,8 м\ а поток выше 1015 нейтрон/(см2• сек) — в два раза боль-
шем объеме. Ловушка нейтронов не использовалась. Большая
производительность циркуляционных насосов и трубчатые твэлы
с развитой поверхностью теплопередачи позволяют работать на
рекордной для исследовательского реактора мощности — 710 Мет.
Благодаря тому, что замедлителем и теплоносителем является тя-
желая вода, а в качестве конструкционного материала твэлов ис-
пользован алюминий, загрузка реактора очень невелика (14,1кг
235U в начале кампании, 8,5 кг 235U в конце).
Реактор имеет разветвленную систему компенсации запаса реак-
тивности. Эта система позволяет также обеспечить оптимальное рас-
пределение потока нейтронов: область максимального потока охва-
тывает большую часть объема активной зоны.
Режим работы с максимальным потоком нейтронов использует-
ся для получения трансурановых элементов, таких, как 244Ст
и 252Cf. Кроме того, в реакторе облучается большое количество
экспериментальных образцов.
Решетка каналов в активной зон (рис. 5.6) гексагональная
с шагом 17 см, причем каждый седьмой узел занят пакетом из семи
стержней системы компенсации и регулирования (кадмий в оболоч-
ке из алюминия). Аварийные стержни также кадмиевые. Слой тя-
желой воды, окружающий активную зону, является эффективным
отражателем нейтронов.
Целью нейтроннофизических расчетов реактора было определе-
ние количества 235U, обеспечивающего максимальный поток нейтро-
нов, приемлемую длительность кампании (при соответствующем ко-
личестве средств компенсации), оптимальную форму распределе-
ния потока нейтронов, а также ядерную безопасность.
Расчеты показали, что наибольшая кампания с намеченным мак-
симальным потоком нейтронов может быть получена при 100—120
145
ТВС (рис. 5.7 и табл. 5.2). По соображениям симметрии и с учетом
максимальной мощности одной ТВС было выбрано среднее число —
114. Однако затем семь сборок были заменены мишенями для на-
копления трансурановых элементов. Активная длина сборок была
принята равной 183 см. Таким образом, активная зона диаметром
243 см представляет собой правильный цилиндр, обеспечивающий
работу реактора с минимальной загрузкой.
Критические и экспоненциальные опыты в лабораториях Са-
ванна-Ривера позволили установить максимальную (соответствую-
щую выбранным компенсирующим средствам) концентрацию топ-
лива в ТВС—72 г 235U на метр длины сборки. В результате физиче-
ских экспериментов были определены также характеристики кад-
миевых стержней СУЗ.
Поток нейтронов в реакторе подсчитывается по формуле
- ф _ Qi	3,1 делений/(сек-Мет) _______
~~	23& * (2,563 атомов ™U/e) (450-10“24 см2/атом235 U) ’
где Qi — мощность ТВС на единицу длины (Q/*aKC = 4,9 Мвт/м);
G?35 — количество 235U на единицу длины ТВС (72 г 235U/jw).
Усредненное по спектру нейтронов в горючем сечение деления
о/35 = 450 барн было определено расчетным путем. Не возмущен-
Таблица 5.2
Размеры деталей ТВС SRHFD
Деталь ТВС	Диаметр, мм	
	Наружный	Внутренний
Наружная труба	 Оболочка наружного твэла:	87	84
наружная		77	76,3
внутренняя 		71	69,5
Оболочка внутреннего твэла:	59,3	58,2
наружная			
внутренняя 		53,7	52
Внутренняя труба 		44,2	41,7
ный поглотителями поток тепловых нейтронов в замедлителе по
оценке должен быть на 8% выше максимального потока в горючем.
Мощность каждой ТВС контролировалась по расходу теплоно-
сителя и перепаду температур на входе и выходе. Пространствен-
ное распределение потока нейтронов и энерговыделения измеря-
лось активацией стальной проволоки. Дополнительные сведения
поступали от гамма-термометров, расположенных на пяти разных
уровнях в тех же точках, куда помещались проволочные индикато-
ры. Результаты этих же измерений были использованы для провер-
ки коэффициентов запаса до критического теплового потока.
146
/—бак реактора; 2—107 ТВС;3 — семь
мишеней для накопления трансурано-
вых элементов; 4— два облучаемых
образца; 5— регулирующие стержни
(19 в активной зоне, 18 в отражателе);
6 — 21 стержней АЗ; 7—три датчика
аксиального потока нейтронов.
Рис. 5.7. Разрез ТВС SRHFD:
/—внутренняя алюминиевая труба;
2 —наружная алюминиевая труба; 3 —
алюминиевое покрытие твэла; 4 — сплав
Al — 3,8%236U;	5 — сплав А1—3,3%
23&U; ^ — внутренний твэл; 7 —наруж-
ный ТВЭЛ.
Рис. 5.8. Схема корпуса и внутри-
корпусных устройств HFBP
/—гелиевая подушка; 2 —уровень ,яже-
лой воды; 3 —разделительный кожух; 4 —
верхний стержень СУЗ; 5 —канал для
внутриреакторного облучения тепловыми
нейтронами; 6— нижний стержень СУЗ;
7 — тепловая защита; 8—канал для вывода
пучка; 9 — активная зона; / 0— механизм
приводов СУЗ.
147
Высокопоточный пучковый реактор HFBR
Брукхейвенский тяжеловодный реактор для нейтроннофизи-
ческих и химических исследований (рис. 5.8) был введен в строй
в 1964 г. Приведем его параметры:
Тепловая мощность, Мет...................... 40
Полный поток эпитепловых нейтронов
(в активной зоне), нейтрон! (см2 * сек) ....	1,6-1015
Максимальный поток тепловых нейтронов
(в отражателе), нейтрон!(см2-сек) . . . ...	7-1014
Объем активной зоны (28 кассет), л.......... 88,29
Начальная загрузка 235U, кг................. 7,67
Доля D2O в объеме активной зоны............. 0,577
Число атомов D на один атом 235 U........... 172
Число атомов А1 на один атом 235U........... 109
Начальная избыточная реактивность холодного
реактора, % k............................ 13,4/10,6*
Компоненты «формулы четырех сомножителей»	1-2,00-lx
в начале кампании, koo = р/г]<р0........ ХО,95=1,90
Кампания при выгорании 20%, сутки ....	38
Влияние на реактивность всех стержней
СУЗ, % &**.................................. 37,5
Температурный эффект, % k................... —1,2
Температурные коэффициенты реактивности,
% k/Q С:
активной зоны........................... —7,2-10-3
отражателя.............................. —17-10-3
Время жизни нейтронов, мксек............. 670
Эффективная доля запаздывающих нейтронов	0,0078
Скорость теплоносителя, м!сек.......... 10,7
Расход теплоносителя, л!сек............. 1047
Перепад давления в активной зоне, атм	....	2,2
Максимальное рабочее давление, атм...... 17,6
Температуры теплоносителя, °C:
.максимальная................................. 65,5
на входе....................................... 49
средняя на выходе............................. 66,6
Максимальная плотность энерговыделения,Мет!л
номинальная..................................... 1,56/1,44
с учетом «горячего пятна» .................. 1,98/1,83
Тепловые нагрузки поверхности твэлов,
Мвт!м2\
максимум номинальной.................... 4,0/3,7
максимум в «горячем пятне».............. 5,1/4,7
Максимальная температура поверхности	твэла,	182/173
Температура кипения в «горячем пятне», °C	191
* Через косую черту записаны параметры, различные в первой и
второй половинах кампании.
** Без учета интерференции; «вес» каждого основного стержня
•3,82% k, нижнего 0,87% k.
148
Основные идеи конструкции реактора обусловлены стремлением
создать наилучшие условия для нескольких определенных групп
экспериментов.
Рис. 5.9. Схема размещения активной зоны и каналов внутри кор-
пуса HFBR:
/—верхний стержень СУЗ; 2— привод нижнего стержня; 3 — канал; 4— тепло -
отводящие ребра; 5—корпус реактора; Н-1 ~ Н-9 — каналы для вывода
пучков; V-10 — V-16 — вертикальные и наклонные каналы для внутриреак-
торного облучения.
Как уже неоднократно упоминалось, опыты на выведенных пуч-
ках требуют больших потоков нейтронов с низкой энергией и ми-
нимального фона быстрых нейтронов и у-излучения. Каналы этих
пучков должны начинаться в области максимума потока тепловых
нейтронов, причем этот максимум не должен совпадать с пиком рас-
пределения быстрых, а направление канала — с направлением на
активную зону. С другой стороны, при многих внутриреакторных
облучениях не нужны тепловые нейтроны.
Активная зона HFBR мала (высота 52,7 см, эквивалентный диа-
метр 47,8 см) и содержит недостаточно тяжелой воды для полного
149
замедления нейтронов. Большая утечка быстрых нейтронов из ак-
тивной зоны (вместе с эффективным замедлением и ничтожным по-
глощением в отражателе) определяет в основном пространственно-
энергетическое распределение нейтронов по реактору в целом: мак-
симум потока быстрых нейтронов находится в активной зоне, а теп-
ловых — в отражателе. Схема вывода пучков и размещения каналов
для облучения в реакторе приведена на рис. 5.9. Тангенциальное
(а не радиальное) расположение пучков тепловых нейтронов умень-
шает фон быстрых в 30 раз, фон у-излучения — в 100 раз. На этом
же рисунке изображено 8 стержней СУЗ, в нижнем положении при-
мыкающих в боковой поверхности активной зоны по всей ее высоте.
Концы полностью поднятых стержней находятся гораздо выше уров-
ня верхней границы активной зоны.
§ 5.2. ПЕТЛЕВЫЕ РЕАКТОРЫ
ATR — усовершенствованный испы^тельный реактор
Конструкция ATR (США, Айдахо-Фолс, шт. Айдахо, выход на
критичность в 1965 г.) разрабатывалась на основе опыта, приобре-
тенного при эксплуатации аппаратов MTR и ETR (реактора для
испытания материалов и реактора для инженерных испытаний).
Его удельная мощность достигает 1 Мет!л и значительно превышает
удельную мощность предшественников, составляющую соответст-
венно 400 и 600 кет/л.
Характеристики ATR тесно увязаны с требованиями экспери-
мента. Необычная геометрия реактора позволяет так регулировать
спектр и поток нейтронов, что пять петель работают практически
независимо все 17 дней рабочего цикла. При этом необходимые усло-
вия облучения создаются в первую очередь суммарным влиянием
восьми сложных твэлов (кассет), непосредственно окружающих
внутреннюю экспериментальную петлю, и системой управления.
Мощность петли можно в широких пределах менять и с высокой
точностью поддерживать; перекос энерговыделения на диаметре
большого образца также удается ограничить несколькими процен-
тами.
Сечение активной зоны и отражателя ATR, а также топливная
кассета изображены на рис. 5.10. Основные параметры реактора
приведены ниже:
Мощность, Мет..............................
Суммарный объем кассет, л..................
Загрузка 235U, кг..........................
Длина активной зоны, см....................
Длина отражателя, см.......................
Максимальная плотность энерговыделения,Мет!л
250
262
35—39
122
132
2,8
150
Расход воды первого контура, м*/мин.......... 170—200
Скорость теплоносителя,^ м/сек............... 13,4—14,0
Температура на входе, °C..................... 54,5
Давление на входе в активную зону, кПсм2 . »	24,8
Перепад давления в активной зоне, кПсм2 .	7
Максимальный поток нейтронов в эксперименталь-
ных петлях, нейтрон/(см2• сек)'.
тепловых (невозмущенный................... 2,5-1015
(возмущенный ....	...	1,5-1015
эпитепловых.............................. 2-Ю15
Сорок одинаковых кассет размещены по своеобразному четырех-
лепестковому контуру, так что каждая из девяти эксперименталь-
ных петель окружена топливом по крайней мере на половине ее
периметра. Отражатель образован восемью бериллиевыми блоками.
В каждом из них имеется два вертикальных цилиндрических кана-
ла для размещения поворотных регуляторов, а также несколько
каналов для облучения дополнительных образцов. Окруженная топ-
ливом и не занятая петлями центральная крестообразная вставка
выполнена из алюминия и пронизана каналами стержней СУЗ. По
крайней мере пять стержней АЗ могут вводиться непосредственно
в каналы любых петель, кроме центральной.
Каждая из кассет выглядит в сечении как 1/8 много кольцевого
трубчатого твэла. Она состоит из 19 изогнутых топливных пластин,
прикрепленных к двум боковым рейкам. Уран (точнее, U3O8) мето-
дами порошковой металлургии диспергирован в алюминии с до-
бавкой выгорающего поглотителя (В4С) и прокатан вместе с алю-
миниевой оболочкой.
Поворотные барабаны-регуляторы выполнены из бериллия;
1/3 их боковой поверхности покрыта гафнием. Из гафния же изго-
товлены 24 тонких стержня КС в центральной вставке и исполни-
тельные органы АЗ в каналах петель. Стержни вставки либо целиком
погружены в активную зону, либо полностью извлечены (только
один из них используется как регулятор).
Физика ATR была подробно изучена во время проектирования
с помощью расчетных и экспериментальных методов.
На стенде ETR было собрано несколько критических систем
в прямоугольной геометрии, имитирующей действительное распо-
ложение топлива. Активная длина твэлов при этом составляла всего
91,5 см. Интерпретация измерений пространственного распределе-
ния мощности и эффектов местного возмущения потоков подтверди-
ла правильность использованных расчетных моделей и примени-
мость одно- и двумерных схем в Р3-приближении.
Затем была изготовлена критическая сборка ATR в истинной гео-
метрии со сменными топливными пластинами, бериллиевым отража-
телем в натуральную величину и всеми основными компонентами
реактора. С помощью этой сборки были получены величины, кото-
151
Рис. 5.10. Поперечное сечение активной зоны по средней плоскости (а) и кассета ATR(6):
/—стержень АЗ; 2 — топливная кассета; 3 — внешний регулирующий цилиндр; 4 — отверстие для облучения образцов в берил-
лиевом отражателе; 5— петля для облучений; 6 — канал для облучения ампул; 7— компенсирующий стержень в средней части;
8 — зазор для теплоносителе; 9 — внутренний твэл; /0 —внешний твэл.
рые нельзя рассчитать достаточно точно: коэффициенты пористости,
парциальные температурные коэффициенты, а также параметры ра-
боты петель при номинальных температурах. Результаты измере-
ний позволили также уточнить расчеты поведения ATR в процес-
се кампании и внести поправки в загрузку урана и бора. Таким об-
разом, все необходимые для изготовления рабочих кассет данные
оказались подготовленными.
Интересно отметить типичность схемы физической части проек-
тирования и ввода в строй ATR для большинства существенно но-
вых реакторов: предварительные оценки — опыты с легкодоступ-
ными твэлами — проверка методов расчета — опыты с модельными
твэлами — расчеты рабочих параметров — доводочные опыты при
пусковых работах и в процессе первой кампании — корректировка
расчетов.
Если физика нового аппарата не содержит важных неопреде-
ленностей, часть первых этапов работы обычно опускается.
Критическая сборка ATR содержала 27,8 кг 235U и 80,6 г при-
родного бора. Расчетом была установлена загрузка, необходимая
для 17-дневной кампании (рабочего цикла): 35—39 кг 235U (в зави-
симости от содержимого петель) и 165 а бора при максимальном ко-
личестве 235и.
Выгорание бора компенсирует изменение kklk на 7,5% (суммар-
ное воздействие ксенона, самария и «шлаков» составляет 4,8 +
+ 0,8 + 2,6 = 8,2%); еще 10% «весят» подвижные органы ре-
гулирования. Обычно предусматриваемый запас реактивности
в данном случае несколько неопределен из-за потерь при поддержа-
нии неодинакового энерговыделения в различных областях реакто-
ра (этот эффект может достигать ~6%). Он приводит также к тому,
что глубина выгорания в разных точках и ее влияние на реактив-
ность неодинаковы. В конце кампании полностью выведены из ак-
тивной зоны стержни КС лишь в области с максимальной удельной
мощностью. Между внешними регулирующими барабанами и внут-
ренними стержнями КС существует сильное взаимодействие. Вес
стержней АЗ также зависит от положения остальных органов СУЗ,
тем не менее срабатывание всех стержней АЗ обеспечивает подкри-
тичность не менее 5%.
В нормальных рабочих условиях, когда реактор управляется
небольшими перемещениями стержней, его кинетика проста. При
быстрых процессах необходимо учитывать зависимость от положения
регуляторов отношения времени жизни мгновенных нейтронов к эф-
фективной доле запаздывающих.
Сложность системы управления ATR затрудняет эксплуатацию,
но это неудобство компенсируется повышением стабильности усло-
вий облучения.
Несмотря на разветвленную систему управления, из-за малого
объема активной зоны, многочисленных петель, играющих роль ло-
вушек тепловых нейтронов, а также из-за боковых реек, удерживаю-
щих твэлы в кассете, распределение энерговыделения в ATR не-
153
равномерно. При средней удельной мощности 2 Мвт/л в начале ра-
боты ^акс достигает 3 Мвт/л. Основные параметры теплоносителя
первого контура приведены на стр. 150—151.
Материаловедческий реактор МР
Реактор МР (Москва, физический пуск — в декабре 1963 г.)
представляет собой многопетлевой исследовательский аппарат,
предназначенный главным образом для испытания твэлов и изу-
чения реакторных материалов. Он заменил проработавший в этом
же здании более 10 лет «Реактор физико-технический» (РФТ), а в
1967 г. был радикально модифицирован. Приводимое ниже описание
относится к начальному варианту реактора (Q = 20 Мет) и
Рис. 5.11. Горизонтальный разрез активной зоны и отражателя МР:
/—рабочий канал с подвижной ТВС; 2— рабочий канал с неподвижной ТВС; 3 — пря-
моточный U-образный петлевой канал; 4 —трубопровод петлевого канала для подво-
да теплоносителя; 5—канал для облучения материалов; 6 — канал подвижной иони-
зационной камеры; 7—канал неподвижной ионизационной камеры; 8 — стержень АЗ;
9— стержень АР; 10 — стержень КС; //—бериллиевые блоки; 12— графитовые блоки
в алюминиевых оболочках; 13 — алюминиевые блоки.
154
лишь в конце содержит некоторые данные о форсированной модифи-
кации.
В канальных реакторах хорошие условия теплоотвода, обуслов-
ленные значительным давлением в контуре теплоносителя, сочетают-
ся с наличием больших межканальных объемов для размещения пет-
левых каналов и образцов и с доступностью активной зоны.
Конструкция реактора иллюстрируется рис. 5.11, 5.12.
Рис. 5.12. Ячейка активной зоны МР (в центральное отверстие берил-
лиевого блока установлен канал со стержнем СУЗ).
Приведем также основные параметры реактора МР:
Максимальная мощность:
реактора (без петель),	кет.............. 20000
одной ТВС, кет........................... 2000
удельная, квт/л........................... 160
удельная топливная, кет/кг 235U.......... 9500
155
Максимальный поток нейтронов,
нейтрон!{см2, -секу
тепловых в центральной ловушке ...	. * 8-Ю14
тепловых в уране........................2,4-1014
быстрых (Е > 0,5 Мэв) на оси ТВС . ... 1,5-1014
Загрузки 235U, кг\
начальная в одной ТВС....................0,35
рабочая в реакторе ......................... 7
минимальная («чистая»)...................... 2
Максимальное число	ТВС........................28
Выгорание 235U, %:
^максимальное............................ 40
среднее................................... 30
Кампания ТВС, сутки.......................... 105
Распределение запаса реактивности, %р:
стационарное отравление ксеноном .......... 4
отравление самарием и выгорание............ 14
петлевые и прочие эксперименты............. 10
оперативный запас........................ 1,5
Эффективность органов СУЗ, %р:
стержни АЗ (6 шт.)......................... 4
стержни КС (9 шт.)....................... 4,5
подвижные ТВС (8 шт.)...................... 3,5
Максимальный расход теплоносителя, т!ч'.
в рабочем канале.......................... 25
в первом контуре .......................... 600
в контуре охлаждения	кладки............ 1000
Давление теплоносителя в первом контуре, кГ/ои2:
максимальное ............................. 21
на выходе из активной	зоны................ 10
Температуры охлаждающей воды, °C:
на входе в каналы......................... 40
максимальная на выходе..................... ПО
на входе в кладку.......................... 45
ТВС и ее параметры при 2000 квпг.
длина активной части, мм................ 1000
поверхность теплообмена, м2,.......... 1,4
толщина топливного слоя, мм........... 0,5
максимальная тепловая нагрузка,	Мвт/м2	2,2
скорость воды, м/сек.................. 6,5
максимальная температура стенки,	°C	.	.	160
запас до кипения, °C.................. 20
Особенностью структуры активной зоны является переменный по
высоте шаг решетки каналов (140 мм в верхнем сечении и 120 мм
в нижнем). «Развал» позволил создать достаточно большие расстоя-
ния между головками рабочих и петлевых каналов, сохранив при-
емлемые физические параметры активной зоны. Расположенный
между каналами бериллий отнюдь не является основным замедли-
телем: вода занимает 20% объема активной зоны .(15% в каналах
и 5% между ними), и на ее долю приходится ~3/4 замедляющей спо-
собности среды.
Пятикольцевые ТВС омываются по схеме трубки Фильда (изо-
браженные на рис. 4.3 ТВС с шестью кольцами относятся к модифи-
кации 1967 г.); восемь из них, расположенные на периферии актив-
ной зоны, — подвижные. Они вводятся поочередно снизу вверх при
работе реактора на сниженных параметрах. Опущенные ТВС для
156
уменьшения тепловыделения попадают в кадмиевые чехлы. Опери-
руя подвижными ТВС и компенсирующими стержнями, удается под-
держивать мощность петлевых каналов почти неизменной. Опера-
тивный запас реактивности позволяет выводить реактор на мощ-
ность после плановых и вынужденных остановок длительностью не
более часа. Если остановка затянулась, приходится ожидать рас-
пада накопившегося ксенона.
Облучаемые вне петель образцы могут размещаться не только
в каналах бериллиевых блоков, но и вдоль оси неподвижных ТВС,
где потоки быстрых нейтронов особенно велики. Удаление внутрен-
них твэлов ТВС позволяет значительно увеличить размеры образ-
цов. Число мест, где могут облучаться образцы, превышает полторы
сотни.
Первоначальный вариант МР был оснащен тремя водяными, дву-
мя газовыми и одной органической петлями, некоторые из петель
включали до трех экспериментальных каналов. Наибольшая тепло-
вая мощность водяной петли 2500 кет (давление 200 кПсм*)*, макси-
мальная температура 365° С; расход 300 т/ч.
После модернизации в 1967 г. мощность реактора возросла до
50 000 кет, число петель — до 8, число петлевых каналов — до 27.
§ 5.3. СЕРИЙНЫЕ РЕАКТОРЫ
Накопленный во многих странах опыт по сооружению и эксплуа-
тации водо-водяных исследовательских реакторов доказал их пре-
имущества перед реакторами других типов: простоту конструкции,
удобство проведения экспериментов, относительно небольшую стои-
мость, низкие эксплуатационные расходы и безопасность в работе.
Эти реакторы обеспечивают также значительные потоки нейтронов
при умеренных мощностях. Благодаря этим качествам водо-водяные
исследовательские реакторы получили наибольшее распространение.
В Советском Союзе наибольшее распространение получили реак-
торы типа ИРТ и ВВР-С, которые сооружались в основном в конце
50-х и начале 60-х годов'. К настоящему времени многие из них ре-
конструированы. Твэлы первых реакторов ИРТ и ВВР-С представ-
ляли собой цилиндрические стержни, заключенные в алюминиевые
трубки с наружным диаметром 10 мм. Длина рабочей части твэлов
составляла 500 мм. Сердечники изготовлялись из двуокиси урана
10%-ного обогащения, разбавленной магнием. В каждом твэле со-
держалось 8 г 235U.
Первоначально мощность реакторов ИРТ и ВВР-С составляла
2000 кет. Поэтому расход топлива был сравнительно невелик,
и в соответствии с общими соображениями о стоимости облучения
(см. гл. 2) необходимо было стремиться к минимальной загрузке
235U. На рис. 5.13 приведена экспериментальная зависимость кри-
тической загрузки 235U от шага решетки, полученная в опытах с твэ-
лами диаметром 9 мм, близкими к твэлам реакторов ИРТ и ВВР-С;
когда в активной зоне и отражателе отсутствуют дополнительные
157
конструкционные материалы, форма активной зоны близка к
круговому цилиндру и толщина
Рис. 5.13. Зависимость величины
критической загрузки от шага ре-
шетки твэлов реакторов типа ИРТ.
водяного отражателя больше
15 см. Из рисунка видно, что
при выбранной конструкции твэ-
ла критическая загрузка дости-
гает минимума (~2,6 кг) при
шаге квадратной решетки
48 мм. Введение в активную
зону конструкционных матери-
алов (стенок кассет, каналов
для стержней СУЗ), естествен-
но, увеличивает критическую
загрузку. Различие между ми-
нимальной и рабочей загрузка-
ми урана связано также с обыч-
ными факторами, возникающи-
ми при работе реактора на
значительной мощности: выго-
ранием 235U, зашлаковыванием, отравлением ксеноном и самарием,
температурными эффектами, поглощением нейтронов в эксперимен-
тальных образцах.
Исследовательский тепловой реактор (ИРТ)
Первый бассейновый реактор ИРТ был пущен в Институте атом-
ной энергии им. И. В. Курчатова в 1957 г. Последующие реакторы
этой серии (всего было построено 9 реакторов) отличались от пер-
вого незначительно. Активная зона разделена дистанционирующи-
ми решетками на 48 ячеек. В начале кампании в реактор загружа-
лось .не более 26 кассет, к концу кампании кассеты занимали все
48 ячеек. Для уменьшения рабочей загрузки в незанятые кассетами
периферийные ячейки устанавливались графитовые вытеснители,
заключенные в алюминиевые оболочки. Реактор был оборудован
экспериментальными каналами и тепловой колонной. Из 11 гори-
зонтальных каналов девять имели диаметр 100 мм, а два — 150 мм.
Самый короткий горизонтальный канал имел длину 2,3 м. В цент-
ре активной зоны располагался вертикальный экспериментальный
канал диаметром 23 мм. В отражателе расположено два вертикаль-
ных канала диаметром 190 мм и пять — 52 мм.
Минимальная критическая масса реактора определялась опыт-
ным путем в условиях, когда во все горизонтальные каналы диамет-
ром 100 мм были вставлены залитые водой тонкостенные алюминие-
вые вытеснители, оба канала диаметром 150 мм были заполнены гра-
фитом; вертикальные каналы диаметром 190 мм отсутствовали, во
все периферийные ячейки реактора, не занятые рабочими кассе-
тами, были установлены графитовые вытеснители. Критическая мас-
са оказалась равной 2,47 кг 235U, что несколько меньше содержания
урана в 20 кассетах. Без графитовых вытеснителей, т. е. при водяном
158
отражателе, но при прочих неизменных условиях, критическая
масса оказалась равной 3,17 кг 235U (25 рабочих кассет). Таким об-
разом, графитовые вытеснители существенно уменьшали рабочую
загрузку реактора и позволили заметно увеличить отношение пото-
ка тепловых нейтронов к мощности.
По данным проекта, при загрузке 48 рабочих кассет среднее вы-
горание топлива достигало 20%, а длительность кампании равня-
лась 1,2 года (в пересчете на непрерывную работу при средней мощ-
ности 2 000 кет).
Рис. 5.14. Изменение потока тепловых нейтронов (/) и
кадмиевого отношения (2) по длине тепловой колонны.
По данным измерений, при мощности 1 700 кет и загрузке ив
24 кассет максимальный поток тепловых нейтронов в реакторе рав-
нялся 3,2-1013 нейтрон/(см2-сек). На рис. 5.14 показано изменение
потока тепловых нейтронов и кадмиевого отношения вдоль тепловой
колонны.
Водо-водяные реакторы (ВВР)
Серия ВВР включает целый ряд модификаций, приспособлен-
ных для решения различныхрадач. Первый реактор этой серии —
ВВР-2 — был построен в основном для изучения прохождения нейт-
ронов и у-излучения через толстые слои биологической защиты.
Реакторы ВВР-С, которые явились следующим шагом в развитии
ВВР, предназначены для проведения научно-исследовательских
работ по ядерной физике, радиохимии и биологии. Эти реакторы
(рис. 5.15) построены с помощью Советского Союза во многих
странах.
159*
Активная зона ВВР-С размещена внутри заполненного водой
алюминиевого бака. Защита от излучения выполнена из чугуна,
воды и бетона. Слой воды над активной зоной защищает персонал
при загрузочных, разгрузочных и ремонтных работах в централь-
ной части реактора. Для проведения экспериментов в реакторе
имеются горизонтальные и вертикальные каналы, тепловая колон.
Рис. 5.15. Поперечный разрез реактора ВВР-С:
/ — экспериментальный (криволинейный) канал; 2 — горизонтальный канал;
3 — каналы тепловой колонны; 4— защита тепловой колонны; 5—хранилище
для активных материалов.
на. Между активной зоной и тепловой колонной расположен вис-
мутовый экран, предназначенный для ослабления падающего на ко-
лонну потока у-излучения.
Приведем основные технологические параметры реактора
ВВР-С:
Мощность, кет.............................. 2000
Расход воды, ж3/ч:
в первом контуре ........................ 900
во втором контуре........................ 250
Средняя температура воды в активной зоне, °C 35
Максимальная тепловая нагрузка на поверхно-
сти твэла, Мвт/м*....................... 4,4
Максимальная температура поверхности твэла,
°C .’.................................... 90
160
Следующим шагом на пути совершенствования ВВР явилось
создание новой модели исследовательского реактора—ВВР-М. Мощ-
ность реактора 10 000 кет, максимальный поток тепловых нейтро-
нов ~1014 нейтрон/(см2 • сек). Развитие поверхности теплосъема до-
стигнуто в результате применения тонкостенных трубчатых твэлов.
Тепловыделяющие сборки содержат три коаксиальных трубы:
внешнюю шестигранную и две круглых. ТВС устанавливаются почти
вплотную и образуют гексагональную решетку. Сердечник твэла —
керамика Al + UO2 (обогащение 20%); покрытия твэлов — спла-
вы алюминия. Толщина слоя керамики 0,9 мм, толщина покрытия
твэла 0,7 мм, высота активной части 500 мм. Активная зона окру-
жена отражателем из металлического бериллия, пронизанного вер-
тикальными отверстиями диаметром 6 мм для прохода охлаждающей
воды. Доля воды в отражателе 2,5% (по объему). Использование
бериллиевого отражателя позволило уменьшить загрузку урана
и увеличить качество.
Для исследований по радиационной химии, радиационному
синтезу полимеров и органических соединений построен-реактор
ВВР-Ц мощностью 10 000 кет и максимальным потоком тепловых
нейтронов ~1014 нейтрон/(см2 • сек).
Реактор со сплошной защитой
(Bulk Shielding Reactor)
Прототипом бассейновых реакторов послужил BSR (1950 г.). Его
активная зона набиралась из кассет, содержащих 18 пластинчатых
твэлов с размерами 600 X 75 X 1,5 мм (зазор для теплоносителя 3 мм).
Твэл состоял из покрытого алюминием марки 2S слоя уран-алюми-
ниевого сплава, причем покрытие и сердечник плотно соединялись
друг с другом горячей прокаткой.
Каждая кассета содержала 140 г 235U, доля воды в объеме актив-
ной зоны была близка к 60%. Рабочая загрузка 235U варьировалась
в зависимости от состава отражателя и глубины выгорания в преде-
лах 2,4 4- 4 кг. На переработку твэлы отправлялись после выжига-
ния 5 4- 10% 235U. Таким образом, время жизни твэла составляло
~1 Мет-год. Поскольку охлаждение активной зоны осуществля-
лось естественной конвекцией воды бассейна и номинальная мощ-
ность реактора не превышала 100 кет, то в отсутствие специальных
мер (или при их неэффективности) срок годности твэлов опреде-
лялся бы не столько выгоранием топлива и накоплением осколков
деления, сколько коррозией.
Бассейн имел длину 12,2 м, ширину 6,1 м и глубину 6,1 м. Теп-
ловая емкость бассейна достаточно велика, чтобы скорость повыше-
ния температуры воды при работе реактора на уровне мощности
100 кет не превышала 0,2 °С/ч. Таким образом, реактор мог работать
значительное время без принудительного охлаждения воды. При
длительной непрерывной работе на номинальной мощности вода
бассейна охлаждалась в теплообменнике.
6 Зак. 629
161
Подогрев воды в активной зоне составлял 12° С, а макси-
мальная тепловая нагрузка на поверхности твэла — 6 квт/м2.
Обычно в реакторах BSR отражателем служила все та же вода бас-
сейна, но в случае необходимости вокруг активной зоны могли быть
установлены блоки из графита, окиси бериллия или других замед-
лителей.
Реактор был снабжен одним регулирующим стержнем из нержа-
веющей стали и двумя стержнями АЗ, изготовленными из смеси
свинца и карбида бора и заключенными в алюминиевую оболочку.
Компенсирующая способность стержней варьировалась в зави-
симости от загрузки 235U: для регулирующего стержня в пределах
0,7—1,2%, для стержня АЗ 2,5—3,8%. Температурный эффект реак-
тивности был невелик. В области температур 15—55° С среднее зна-
чение температурного коэффициента — 8-10-5 град'1.
'Для нейтронов различных энергий были получены следующие
величины потоков, нейтрон!(см2-сек)'.
Быстрые нейтроны.......................... 10й
Надтепловые нейтроны................... 3-1011
Тепловые нейтроны......................... 10й
Перестройки и реконструкции серийных реакторов
По мере роста требований, которые предъявляют к уровню по-
тока нейтронов новые эксперименты, становится все более актуаль-
ной задача повышения параметров существующих исследователь-
ских реакторов. В ряде случаев эта задача может быть решена толь-
ко радикальной перестройкой — по существу заменой устаревшего
реактора новым. Пример такой перестройки — реактор МР, кото-
рый заменил в том же здании реактор РФТ. Однако часто экспери-
ментальные возможности могут быть расширены также сравнитель-
но простой и дешевой реконструкцией, которая к тому же может
быть выполнена в очень сжатые сроки. Так был форсирован с 20
до 50 Мет реактор МР (хотя МР и не серийный реактор).
Простота и гибкость конструкции серийных реакторов делают
их наиболее подходящим объектом всяческих переделок, перестроек
и усовершенствований (вплоть до сверления в защите новых каналов
с помощью буровых установок).
Примером может служить реактор ИРТ Института атомной энер-
гии им. И. В. Курчатова. После семилетней эксплуатации в 1965 г.
реактор был остановлен и реконструирован за сравнительно корот-
кий срок (6,5 месяцев). Кассеты с цилиндрическими твэлами были
заменены на ТВС, состоящие из трех концентрических трубчатых
твэлов квадратного сечения. Толщина стенки трубчатого твэла была
3,2 мм (толщина алюминиевого покрытия 1 мм, среднего тепловыде-
ляющего слоя из уран-алюминиевого сплава 1,2 мм). Сопоставление
трубных ТВС с кассетами, ранее использовавшимися в реакторе
ИРТ, приведено в табл. 5.3.
162
Т а б л и ц а 5.3
Сравнение кассет с цилиндрическими твэлами и трубных ТВС
Параметр	Кассеты с цилиндриче- скими твэлами	Трехтрубная ТВС	Четырех- трубная ТВСФ
Доля объема активной зоны, занятая			
водой 		0,7	0,678	0,725
Поверхность теплообмена в единице			
объема активной зоны, м2/л . . .	0,098	0,20	0,265
Длина активной части, см		50	52	58
Обогащение урана, %		10	36	90
Содержание 235П, г		128	155	170
Поверхность теплообмена, м2 . . . .	0,24	0,52	0,785
Количество 235U, приходящееся на			
1 м2 поверхности теплообмена, г/м2	510	292	216
Концентрация 235U в активной зоне,			
г/л 		50	58	58
* См. описание реконструкции 1968 г. на стр. 163—164.
При использовании трубных ТВС в активную зону вносится
меньшее количество конструкционных материалов (нет стенок кас-
сет). Появляется возможность проводить облучение образцов внут-
ри ТВС. Каналы для стержней СУЗ устанавливаются вместо внут-
реннего извлекаемого твэла.
Четыре центральные ячейки могут быть использованы для созда-
ния ловушки нейтронов. При этом ТВС извлекают и на их место
устанавливают блок из металлического бериллия, внутренняя по-
лость которого заполнена водой (высота блока 100—150 мм, диаметр
100 мм). В ловушку нейтронов можно вводить экспериментальный
канал диаметром 25 мм.
Мощность реактора возросла до 4 Мет. Изменилась схема охлаж-
дения: вода стала проходить активную зону сверху вниз.
Критическая масса реактора с водяным боковым отражателем
оказалась равной 2,79 кг 235U (18 ТВС), а с водо-бериллиевым отра-
жателем (первые 7 см — бериллий, далее — вода) — 1,39 кг 2350
(9 ТВС). Максимальный поток тепловых нейтронов в водяной ло-
вушке достиг величины 1,8-1014 нейтрон!{см2-сек), на уране —
6,8-1013нейтрон!{см2• сек), а на выходе из пучков — 4,4-109 ней-
трон! {см2-сек).
Эффективность стержней СУЗ в реакторе с ловушкой нейтронов
и 20 ТВС приведена в табл. 5.4.
Суммарная компенсирующая способность стержней СУЗ равна
9,4%. Запас реактивности рабочей загрузки 8,1%.
В начале 1968 г. для реактора ИРТ были созданы четырехтруб-
ные ТВС (см. табл. 5.3). Толщина твэлов при этом уменьшена почти
в 1,5 раза и равна 2 мм. Покрытия твэлов, выполненные из алюми-
ниевого сплава, имеют толщину 0,8 мм. Толщина среднего тепло-
6*	163
Таблица 5.4
Компенсирующая способность стержней СУЗ
Стержень	Материал поглотителя	Диаметр поглоти- теля, мм	Диаметр стержня, мм	Компенсирую- щая способ- ность, % Kkjk
АР	Нержавеющая сталь	23	25	0,63
АЗ	Бор аль	18	20	3,75
РР*—1	Карбид бора	23	25	4,74
РР—2	» »	23	25	4,02
* РР—ручной регулятор.
выделяющего слоя из уран-алюминиевого сплава 0,4 мм. Толщина
водяных зазоров между твэлами 4,5 мм.
В центральную полость четырехтрубных ТВС могут устанавли-
ваться экспериментальные каналы диаметром 16 мм, а при извле-
чении внутреннего твэла — каналы диаметром 28 мм.
В связи с отличием размеров внутреннего твэла в четырех- и
трехтрубной ТВС каналы для стержней СУЗ и сами стержни СУЗ
заменены. Диаметр поглотителя у всех стержней стал одинаковым—
21 мм.
В 54 ячейки (9x6), в разных комбинациях можно устанавливать
ТВС, бериллиевые вытеснители, блок ловушки нейтронов, запол-
ненные водой кассеты.
Основные параметры реактора приведены в табл. 5.5.
В последнее время разработан проект повышения мощности реак-
тора ИРТ до 8 Мет. Предполагается, что принципиальная схема
охлаждения сохранится. Не изменится и предельная расчетная тем-
пература стенки твэлов (103° С). Для снижения уровня у-излуче-
ния на верхней площадке реактора предполагается установить над
бассейном дополнительную стальную защиту толщиной 45 мм. Ожи-
дается, что при мощности 8 Мет максимальный поток тепловых
нейтронов в активной зоне (на уране) будет ~ 1014 нейтрон!(см* 1 2 * * • сек),
а на выходе из горизонтальных каналов 5,5-109 нейтрон/(см2-сек).
Последовательные реконструкции реактора ИРТ в Институте
атомной энергии им. И. В. Курчатова отражают развитие серийных
исследовательских реакторов в следующих основных направлениях.
1. Увеличение качества реактора за счет: а) увеличения обогаще-
ния урана (сначала 10%, потом 36% и, наконец, 90%); б) уменьше-
ния вредного поглощения в активной зоне (ликвидированы стенки
кассет, утоньшены покрытия); в) улучшения отражателя (графи-
товые блоки, облицованные алюминием, заменены на бериллиевые);
г) создания ловушки нейтронов.
2. Увеличение мощности реактора и удельной мощности за счет
увеличения поверхности теплосъема в единице объема активной
зоны.
164
Таблица 5.5
Основные параметры реактора ИРТ
Параметр	Значения параметров при	
	20 ТВС	32 ТВС
Мощность реактора, Мет	4	5
Поверхность теплосъема в активной зоне, м2	9,7	15,9
Максимальная (расчетная) тепловая нагрузка, Мвт/м2, Максимальная удельная мощность:	0,89	0,71
объемная, кет 1л	180	140
топливная, квт!кг 234J	3 200	2 870 .
Расход воды через активную зону, м3/ч	730	800
Потери напора в активной зоне, мм вод. ст.	1200	960
Скорость воды в зазорах ТВС, м/сек Температура воды в активной зоне, °C:	2,5	2,2
на входе	37,4	48,0
на выходе	42,5	53,9
Максимальная расчетная температура стенки	104,0	103,0
твэла без учета возможных отклонений пара- метров, определяющих тепловой режим, °C	1,55	1,55
Коэффициент, учитывающий возможные отклоне- ния параметров, определяющих тепловой ре- жим твэла (неравномерность распределения урана, неточность формул и т. д.)		
3. Расширение экспериментальных возможностей (за счет созда-
ния «источника» холодных нейтронов, облучения образцов в актив-
ной зоне).
Другие реакторы ИРТ либо также реконструированы, либо бу-
дут реконструироваться в ближайшее время. При этом эксперимен-
тальные возможности каждого конкретного аппарата расширяются
в направлении, диктуемом планом исследовательских работ. Так,
в Минске создана петля с каналом, помещенным в ловушку нейт-
ронов. В Риге смонтирована активационная петля — источник у-из-
лучения, эквивалентный ~ 50 кг радия (индий-галлий-оловянный
контур). Тбилисский реактор оснащен низкотемпературными пет-
лями.
§ 5.4. РЕАКТОРЫ С НЕСТАЦИОНАРНЫМ ПОТОКОМ
Импульсный графитовый реактор (ИГР)
При исследовании процессов, происходящих в различных ве-
ществах под действием потока нейтронов и у-квантов к источнику
излучений могут предъявляться разные требования. Например, мо-
жет требоваться чрезвычайно интенсивное облучение в течение от-
носительно малых промежутков времени. Здесь нужны импульсные
реакторы с большими интегральными потоками нейтронов. К таким
реакторам относится реактор ИГР.
165
В единицу времени в единице объема гомогенного реактора вы-
деляется энергия	где Ef — энергия деления одного ядра;
Sy — среднее по спектру нейтронов сечение деления и Ф = пи —
проинтегрированный по всем энергиям поток нейтронов. Но
(утопл\ / 2/ \
±____) I.-L. ],
^зам I 1утопл у
2зам — сечение поглощения. Заменим первую скобку отношением
9/(1 — 9), а вторую — отношением (r]/v); тогда
£,2,Ф=£/2зам —--------— ну.
’ '	1	1 —0 v
Рассмотрим объем VM, занятый в активной зоне молем замедли-
теля, и обозначим i энергию, сообщаемую этому молю при импульс-
ном разогреве реактора до некоторой предельной температуры Тмакс.
В отсутствие отвода тепла при ограниченной температуре разогрева
интегральная плотность нейтронов за импульс не может превышать
величины
J 2 vEf г) 0
Здесь п— число нейтронов в объеме VM; 2 — 2зам (VM/1 см3).
Графит — хороший материал для импульсного реактора с боль-
шим интегральным потоком за импульс, так как он имеет благо-
приятное отношение «энерговосприятия» i к сечению поглощения
нейтронов (i/S = 2,5-10’ дж/см,3 при допустимой температуре
7макс ~ з 000° К).
При (1 — 9)/9 = 1,0 (предельный случай очень большого реак-
тора с загрузкой ~ 100 кг урана) интегральный поток тепловых нейт-
ронов может быть~ J nvdt ~ 2,2-1018 нейтрон/см3 (средняя ско-
рость нейтронов v = lvdil\di составляет 5,16-10 3 см/сек). Чтобы
уменьшить критическую загрузку реактора, нужно увеличить кон-
центрацию урана в графите. Так при (1 — 0)/0 = 0,07 загрузка
составляет ~7 кг, но интегральный поток уменьшается в 14 раз.
Если снизить среднюю температуру графита до 1 500° С (учитывая
неравномерность его разогрева), средний по реактору интегральный
поток упадет еще в 2,5 раза, т. е. до величины 0,6-1017 нейтрон /см3.
(Именно такие параметры характерны для реактора ИГР).
Желательно, чтобы импульсный реактор мог работать в двух ре-
жимах: режиме самогасящейся вспышки и регулируемом режиме
длительностью в несколько секунд и более.
Для осуществления режима первого типа реактору сообщается
реактивность, превышающая долю запаздывающих нейтронов. Ско-
рость, с которой вводится реактивность, должна быть такой, чтобы
после окончания движения пускового элемента прошло время, рав-
ное нескольким периодам разгона, до того как'мощность достигнет
существенной величины и приведет к разогреву активной зоны.
166
Если это условие соблюдено, то можно считать, что реактив-
ность вводится мгновенно, скачком. Скачок реактивности р0 =
= (k— l)/k Р8фф определяет начальный период разгона, амплитуду
и форму импульса (вспышки). Вспышка должна гаситься сама
собой вследствие разогрева активной зоны, вызывающего «мгновен-
ный» отрицательный температурный эффект. В гомогенных уран-
графитовых реакторах этот эффект обусловлен прежде всего увели-
чением утечки тепловых нейтронов. Схема возникновения эффекта
очевидна: разогрев активной зоны — повышение температуры ней-
тронного газа — уменьшение сечений поглощения — рост длины
диффузии — увеличение утечки.
Пусть Q(t) — мощность реактора и & — накопленное в нем теп-
ло. Тогда dtildt — Q(t) и dQ/dt—Ap (Л — коэффициент пропорцио-
нальности). Деля одно уравнение на другое, получаем
— = 2Лр(,&).
Интегрируя это соотношение по ft и принимая во внимание равенст-
во нулю мощности Q в начале и конце процесса, находим, что ко-
нечное состояние реактора описывается уравнением
<х
Jj р(й)бЮ = 0,
о
где
со
(конечная реактивность близка к р0),
о
Значительная доля разогрева приходится на медленную стадию
процесса, когда реактивность отрицательна, а мощность мала. При-
нудительное гашение вспышки стержнями уменьшает дополнитель-
ный, ненужный, разогрев реактора.
Регулируемый режим также начинается самогасящейся вспыш-
кой, но в момент ее максимума начинается перемещение органов, ком-
пенсирующих падение реактивности (стержней КС). Движение
стержней программируется так, чтобы на рабочем участке импульса
0^/^ /р мощность подчинялась заданному закону Q = Q(0 (на-
пример, оставалась постоянной: Q = Qp= const).
Реактор в регулируемом режиме должен быть устойчивым (воз-
мущения могут приводить лишь к конечным отклонениям мощности
от заданного закона), однако некоторые отклонения от Qp неизбеж-
ны. При малых /р они носят вначале характер слабо затухающих
колебаний, а затем становятся апериодическими; при больших /р
апериодичность наступает сразу.
В неохлаждаемом реакторе произведение Qp /р ограничено тем-
пературой Тмакс, поэтому всякий излишний разогрев во время вы-
хода на рабочий участок и по его окончании вреден: он ведет к умень-
шению /р. Особенно существенна потеря рабочего времени в конце
167
рабочего участка, если не производится принудительного гашения
реакции. Однако принудительное гашение, как и в режиме самога-
сящейся вспышки, очень резко уменьшает дополнительный разо-
грев.
Реактор ИГР служит для получения кратковременных, но
весьма интенсивных потоков нейтронов и у-излучения. Наряду
с этим при создании реактора ставились задачи изучения его дина-
мики при внесении больших реактивностей, в частности задача уп-
равления потоком нейтронов по заданному закону во времени. Зна-
чительный интерес представляло изучение поведения конструкции
реактора с активной зоной из графитовых блоков с гомогенно раз-
мещенным в них ядерным горючим при высоких температурах,
а также исследование безопасности гомогенных уран-графитовых
реакторов при .быстром введении больших реактивностей.
Ниже приведены основные физические характеристики ИГР
(см. также рис. 5.16):
Активная зона ............................
Отражатель................................
Ядерное отношение U/C......................
Загрузка 235U, кг...............'..........
Избыточная реактивность, %.................
Эффективная доля запаздывающих нейтронов
Время жи^ни мгновенных нейтронов, сек . . . .
Интегральный поток нейтронов за импульс при
полном извлечении стержней, нейтрон! см2
Максимально возможный поток нейтронов в ре-
жиме вспышки, нейтрон! (см2-сек)...........
Графит, пропитанный ура-
ном (90 %235 U); размеры
1400 X 1400x1400 мм\ под-
вижная часть 800х800 х
X1400 мм\ размер блока
100 X 100 х200 мм
Графит; толщина всюду не
менее 50 см, размер клад-
ки 2400x2400x4200 мм
1 : 10000
7,46
22±2
0,00685
(1,07—1,03). IO"3
1,1.10”
1 • 1018
В активной зоне ИГР нет металлических конструкций, поэтому
разогрев реактора ограничен лишь термостойкостью графита. Спе-
циальной системы охлаждения реактор не имеет, однако и без нее
структура кладки достаточно сложна (2384 детали).
В кладке реактора имеется вертикальный центральный экспери-
ментальный канал сечением 200x200 мм. Девятнадцать каналов
диаметром 15 и 32 мм в активной зоне и отражателе служат для раз-
мещения термопар, а также дистанционно управляемого источника
нейтронов. х
Органы регулирования ИГР функционально разделены на пус-
ковые, компенсирующие и регулирующие.
Пусковым элементом, инициирующим нейтронную вспышку,
является подвижная центральная часть активной зоны сечением
800x800 мм, установленная на специальном столе. Она вводится
в реактор снизу и в рабочем положении занимает вполне определен-
ное место, поэтому величина начального скачка реактивности опре-
168
Рис. 5.16. Вертикальный разрез реактора ИГР.
деляется положением других органов регулирования и поглощением
нейтронов в образце, помещенном в ампулу центрального экспери-
ментального канала.
Угловые колонны подвижной части (сечением 100 X 100 мм) и со-
седние с ними колонны неподвижной части активной зоны не содер-
жат урана («холодные» колонны). Тринадцать холодных неподвиж-
ных колонн имеют каналы диаметром 65 мм для ввода двух стержней
регулирования и одиннадцати стержней КС. Рабочая часть всех
стержней собрана из пяти шарнирно соединенных графитовых труб
диаметром 55 мм, заполненных таблетками из смеси графита с
окисью гадолиния. Диаметр поглощающей части стержня 40 мм,
содержание гадолиния 0,02 г/см3.
Движение стержней КС начинается в момент максимума вспыш-
ки f после срабатывания порогового устройства, датчиком которого
является ионизационная камера. Синхронное перемещение стерж-
ней по закону, задаваемому профильным элементом, обеспечивается
следящей системой, стержень автоматического регулятора которой
исправляет погрешности.
Разработана методика расчета, которая позволяет получить про-
фильный элемент для любого режима работы реактора. В частнос-
ти, представляет интерес возможность получения нейтронных им-
пульсов различной длительности, близких по форме к прямоуголь-
нику. В этом случае потери рабочего времени в начале и конце
процесса минимальны. Режим такого типа можно разделить на три
стадии: начальная стадия, во время которой мощность реактора
достигает заданной величины; рабочий участок (Q = Qp) и заклю-
чительная стадия — принудительное гашение.
Наиболее ответственным моментом является выход на рабочий
участок, так как вначале реактор обладает наименьшей устойчи-
востью. Успешный выход в рабочий режим определяется в основ-
ном правильным подбором величины начального скачка реактив-
ности р0 и момента начала перемещения стержней КС.
Неточности в выборе р0 или порога срабатывания схемы вклю-
чения Qnopor стержней КС вызывают значительные колебания мощ-
ности в начале рабочего участка режима.
На рис. 5.17 приведена картина реального пуска длительностью
30 сек, проведенного с профильным элементом для режима /р =
= 20 сек (Q =# const).
Реактор оказался безопасным и удобным в эксплуатации средст-
вом получения высоких кратковременных потоков нейтронов и
у-квантов. В реакторах этого типа с увеличенной активной зоной и
меньшей концентрацией урана могут быть достигнуты потоки до
2 • 1018 нейтрон!(см2 • сек).
Внесение реактивностей, много больших р, безопасно: вследст-
вие мгновенного отрицательного температурного коэффициента реак-
тивности реактор при этом достигает некоторой предельной темпера-
туры. При помощи довольно простой аппаратуры оказалось возмож-
ным управлять поведением потока во времени с погрешностью ±3% •
170
При физических расчетах встретились значительные трудности,
связанные со сложной конфигурацией реактора и его неоднород-
ным составом. В активной зоне имеются колонны из не пропитан-
ного ураном графита, холодные стержни, соединяющие отдельные
блоки, зазоры между колоннами, полость центрального эксперимен-
тального канала, каналы для стержней и термопар.
Кроме того, при опускании вниз подвижной части активной зо-
ны образуется полость большого размера и сказывается влияние
нижнего отражателя с борным поглотителем. Несмотря на ряд уп-
— ток ионизационной камеры [Z^ (/)];--------заданный закон
изменения тока [i (/)].
рощающих предположений — скругление поперечного сечения реак-
тора, замену симметрично расположенных стержней эквивалентной
кольцевой зоной, применение уравнения диффузии в центральной
полости—результаты расчетов находятся в удовлетворительном
согласии с экспериментом. Расчет проводился на ЭВМ в основном
в двухгрупповом приближении с введением уточняющей поправки,
учитывающей утечку быстрых нейтронов. Некоторые расчеты были
повторены в девяти групповом приближении. Влияние щелей, ка-
налов для стержней и термопар, неоднородностей в распределении
горючего (холодных колонн), оценивалось по теории возмущений.
Ниже приведены расчетные значения (k — 1)/& в зависимости от
средней температуры активной зоны для реактора без стержней
(р = (k - 1)ЖФФ).
Г, °к	293,7	500	1000	1500	2000	2500
(*-!)/*	0,197	0,152	0,08	0,025	—0,022	—0,066
171
Величина избыточной реактивности — одна из важнейших ха-
рактеристик реактора ИГР, так как она определяет интегральный
поток в импульсе. Расчетное значение избыточной реактивности
удовлетворительно' согласуется с [(&— 1)/&]эксп =0,22±0,02, по-
лученными экспериментально методом отравления (в активную
зону было введено 40 кадмиевых поглотителей, размещенных
между колоннами кладки в виде правильной решетки с шагом
20 см).
При опущенной в нижнее положение подвижной части кладки
и стержнях, полностью выведенных из активной зоны и верхнего
отражателя, реактор был критичным при температуре 20° С. После
установки термопар и замены временных кадмиевых стержней штат-
ными, концы которых находятся на границе активной зоны и верх-
него отражателя, реактор в тех же условиях стал подкритичным
на величину | р | ~ 2. Когда стержни введены в активную зону, кри-
тическое положение получается при подъеме подвижной части
кладки на уровень, отстоящий от верхнего положения на 530 мм;
если подвижная часть кладки поднята до верхнего положения, то
реактор надкритичен на величину р = 4,5.
Время жизни мгновенных нейтронов вычисляется по изменению
эффективного коэффициента размножения k при фиктивном введе-
нии поглотителя, сечение которого изменяется по закону 1/у, а имен-
1 dk
но: /= — •	Вариацией б2Эфф получено значение Z* =
= //рэфф = 0,190 сек. Расчет проводился для двух положений
подвижной части кладки, и было установлено, что I слабо зависит
от ее перемещения. Экспериментально время жизни мгновенных
нейтронов определялось при быстрых разгонах реактора по перио-
ду разгона и известной начальной реактивности, создаваемой пере-
мещением калиброванного стержня. Измеренное значение Z* =
= 0,158 сек.
Для определения потока нейтронов использовался периферий-
ный термопарный канал активной зоны, ближайший к ее подвижной
части, оборудованный шлюзом для установки и извлечения образ-
цов без нарушения герметичности аппарата.
Предполагалось, что поскольку нейтроны, попадающие на каме-
ры, — это замедлившиеся в воде около камер быстрые нейтроны,
то должно существовать соотношение между током камер и тепло-
выделением в периферийных частях активной зоны, откуда только
и могут долетать до камер быстрые нейтроны. Это соотношение, мало
чувствительное к состоянию реактора, положению стержней и тем-
пературе, было определено, чтобы в дальнейшем о потоке нейтронов
можно было судить на основании, во-первых, токов камер, во-вто-
рых, соотношения между потоком в данном месте и потоком в термо-
парном канале.
В этом канале активировались золотые фольги в кадмии и без
кадмия и медная проволока. Соотношение между активностью про-
волоки и интегральной плотностью тепловых нейтронов J ndt опре-
172
делялось с помощью измерения абсолютной активности золотых
фолы методом |3 — у-совпадений. Кадмиевое отношение для золота
оказалось равным 2,7. Установленная связь между активацией и ин-
тегральным потоком, с одной стороны, и между активацией и ин-
тегральной плотностью нейтронов, с другой, позволяет найти мно-
житель для перехода от интегральных токов к J ndt.
Максимально возможное мгновенное значение потока нейтро-
нов в режиме вспышки было оценено на основании расчетной зави-
симости реактивности от накопленного тепла р(Ф) для реактора без
стержней и средней температуры разогрева 1600° К:
(/w)MaKC = 1 • 1018 нейтрон!(<ш2-сек).
Рис. 5.18. Коэффициент реактивности
ИГР по параметру &.
Для малых значений Ф температурная зависимость реактив-
ности была найдена во время первых пусков реактора — вспышках
с разогревом активной зоны.
По осциллограммам токов
ионизационных камер с по-
мощью специальной програм-
мы на ЭВМ реактивность вы-
числялась как функция вре-
мени и ставилась в соответ-
ствие с интегралом тока ка-
мер:	*
Р = Ро + К $ iK dt + k2 [JiK dt]2.
Связь реактивности с накоп-
ленным теплом выражалась в
виде
Р = Ро + ><1^ + х2 Ф2.
Из этих соотношений были
определен ы коэффициенты
= —12,6; х2 = 5,7 и построена функция Др =	+ х2'0’2, опи-
сывающая зависимость реактивности от температуры в термопар-
ном канале. Ей соответствует начальный участок кривой рис. 5.18.
Температурный коэффициент убывает по мере разогрева реакто-
ра; его начальное значение составляет (dpIdT) = —0,042 град'1.
В регулируемом режиме температурный коэффициент реактив-
ности зависит также от перемещения компенсирующих стержней.
Для его получения использовалась зависимость dpldx^ от по-
ложения стержней хст. В процессе остывания реактора, разогре-
того до 1000 ° С (температура термопарного канала), была опреде-
лена эффективность стержней КС в критическом реакторе как функ-
ция их положения (при одинаковой степени извлечения одиннад-
цати стержней). Методика измерения следующая. После того как
остывающий реактор становится слегка подкритичным, один из
173
стержней перемещают на несколько сантиметров вверх, определяют
изменение реактивности и все стержни опускают на новый уровень.
Найденное изменение реактивности делится на перемещение стерж-
ня и умножается на число стержней. Температурное поле в процессе
остывания не воспроизводит в точности температурного поля разо-
греваемого реактора, тем не менее полученная зависимость dp/dxCT =
= /(хст) была использована для расчета коэффициента реактивно-
сти по параметру Ф для термопарного канала. Результаты расчета
приведены на рис. 5.18. Знак частной производной означает, что
эффект перемещения компенсирующих стержней исключен.
В заключение отметим, что накопленный при проектировании
и эксплуатации ИГР опыт позволил приступить к проектированию
другого реактора, аналогичного описанному по физике и техно-
логии, но предназначенного для исследования свойств нейтрино
(см.,§8.4).
Импульсный источник нейтронов (ИИН)
Начиная с 1965 г. в Институте атомной энергии им. И. В. Кур-
чатова в Москве эксплуатируются импульсные растворные реакто-
ры — источники нейтронов для активационного анализа.
Высокая чувствительность и точность, отсутствие необходимо-
сти в разрушении образца, а также быстрота активационного анали-
за завоевывают ему все новые области применения. Наиболее перс-
пективно использование активационного анализа в геологоразве-
дочной практике, металлургии, химической и нефтяной отраслях
промышленности, на обогатительных горнорудных предприятиях
и в промышленности сверхчистых материалов.
Импульсный режим работы реактора для активационного анали-
за имеет некоторые преимущества по сравнению с режимом стацио-
нарным.
Отношение активностей, наведенных в образце при импульсной
и стационарной работе реактора, дается формулой
~^ИМП _ Q g93 ) ФиМП
Лет	Фст^1/2
Здесь /1/2 — период полураспада радиоактивного изотопа, а
смысл остальных обозначений очевиден.
Для короткоживущих изотопов (/j/2	1 мин) выигрыш особен-
но значителен. Так, при одинаковой в обоих режимах средней мощ-
ности промежуток времени между импульсами может достигать не-
скольких часов и
= 0,693т—~ Ю2—Ю3.
Яст	*1/2
Преимущества импульсного режима при получении долгожи-
вущих изотопов не столь разительны, однако выигрыш во времени
облучения все же существен.
J74
Наиболее удобны для активационного анализа (а также для ряда
других исследований и в качестве учебных) растворные реакторы,
способные работать на стационарной мощности ~(10 -ь 20) кет и
в импульсном режиме с энерговыделением в импульсе ~(10 -?
4- 20) Мдж.
Режим самогасящейся «вспышки» в таком реакторе обеспечи-
вается наличием отрицательного коэффициента реактивности. По-
следний слагается из двух компонент: температурной (разогрев
реактора) и пустотной (образование радиолитического газа, не ус-
певающего за время вспышки покинуть раствор). Для получения
импульса реактору «скачком» (т. е. за столь малый интервал време-
ни, что энерговыделение не успевает сколько-нибудь существенно
повлиять на условия критичности) сообщается реактивность р0 =
= (k - IЖфф.
Для вспышек с р0 < 1 доминирует температурный эффект реак-
тивности. При р0 1 длительность импульса сравнима со средним
временем пребывания пузырьков радиолитического газа в раство-
ре или меньше этого времени, поэтому превалирующим в механиз-
ме гашения цепной реакции становится пустотный коэффициент
реактивности. Вызванные скачком реактивности р0 вспышки обус-
ловливают появление инерционного давления: расширение смеси
раствор — радиолитический газ отстает от образования газа. Инер-
ционное давление вызывает изменение пустотного коэффициента
реактивности, увеличивая максимальную мощность вспышки и сум-
марное энерговыделение. С другой стороны, оно ограничивает мощ-
ность пределом, следующим из соображений прочности конструкций
реактора. (В этом смысле цилиндрическая форма активной зоны со
свободным объемом над ней предпочтительнее сферической.) Кипение
раствора, возникающее после спада инерционного давления, уско-
ряет затухание импульса.
Форма и энергия импульса зависят в основном от параметров
активной зоны и величины р0. Из начальных условий существенно
только насыщение раствора пузырьками газа, которые являются
зародышами для последующего роста газовой фазы. Температура
активной зоны, давление над раствором и уровень мощности на раз-
витие вспышки влияют чрезвычайно слабо.
Основные параметры реактора ИИН-3 приведены ниже и на раз-
резе активной зоны (рис. 5.19).
Состав активной зоны. ...	............... Водный раствор уранил-
сульфата (UO2SO4)
Объем активной зоны, л............................ 22,8
Концентрация 235U, г!л............................ 179,2
Обогащение урана изотопом 236U, %......... 90
Эффективная доля запаздывающих нейтронов рЭфф	0t00755
Эффективное время жизни /* = //рэфф, мксек	1,84
Начальный «скачок» реактивности, в единицах
Р»ФФ:
номинальный........................ 4,6
максимальный......................... 7,5
175
$
«Вес» стержней регулирования, .в единицах
Рэфф................................................ 9,5
Интерференция стержней регулирования, % . .	+15
Объемный коэффициент реактивности, ₽эфф/л	1,6
Начальный скачок реактивности сообщается реактору быстрым
подъемом центрального — пускового — стержня, снабженного пнев-
моприводом. Через заданное время этот стержень снова автомати-
чески вводится в активную зону. Остальные служат для корректи-
ровки начального уровня реактивности и для сброса мощности в слу-
Рис. 5.19. Разрез активной зоны реактора ИИН-3:
/ — водный раствор уранил-сульфата; 2— центральный экспериментальный ка-
нал диаметром 175 мм; 3 — пусковой стержень из В4 С диаметром 96/5 мм;
4— регулирующий стержень из В4 С; 5—дюралевые кожухи; £ —плакировка
из нержавеющей стали; 7 —стальной корпус, рассчитанный на давление
200 атм с внутренним диаметром 392 мм.
чае, если центральный стержень застрянет в верхнем положении.
Обычная аварийная защита по уровню мощности и по периоду раз-
гона отсутствует.
Малые размеры реактора и наличие в активной зоне поглоти-
телей и каналов, соизмеримых с ней по размерам, обусловили выбор
для расчета метода статистических испытаний (метод Монте-Карло).
Расчетные результаты были проверены и подтверждены эксперимен-
тальными исследованиями.
Дляч измерений был выбран импульсный метод, поскольку он
обеспечивает высокую точность, позволяет работать в подкритичес-
ком режиме и удобен при изучении динамических характеристик,
столь важных для реакторов с нестационарным потоком.
Интегральный поток нейтронов за импульс в области р0> 1
дается формулой
Фимп (0 ~ (1,89 р0 — 1,63) • 1014 нейтрон!см2.
Из-за различий в начальной концентрации радиолитического га-
за (Н2 — О2) точность этой формулы ~15%. Объем выделившегося
176
газа Ун2—о2 пропорционален интегральному потоку: измеренный
в нормальных литрах (при 20° С и 760 мм рт. ст.), он составляет
10“13 J Фимп dt. Зависимость потока в центральном канале и дли-
тельности импульса от р0 изображена на рис. 5.20.
Уровень стационарной мощности зависит от системы охлаждения.
Так, простейший контур охлаждения — наружная водяная рубаш-
ка толщиной 3 мм на прочном корпусе — позволяет снимать
Рис. 5.20. Поток нейтронов в центральном канале
ИИН-3 и длительность импульса как функции на-
чальной реактивности.
мощность ~10 кет, соответствующую потоку Фст ~ 1012 ней’
трон/(см2-сек) в центральном канале и в пять раз меньшему на
поверхности корпуса.
Реакторы TRIGA
Импульсные (точнее, двухрежимные) реакторы TRIGA обра-
зуют обширное семейство; они по праву могли бы быть отнесены
к серийным и описаны в предыдущем параграфе. Первый реактор
этой серии (Сан-Диего, шт. Калифорния, США) был выведен на кри-
тичность в 1958 г.; в настоящее время аналогичных реакторов более
тридцати.
Основной физической задачей при создании импульсного реак-
тора является обеспечение большого мгновенного отрицательного
коэффициента реактивности. Если реактор должен быть небольшим
(см., например, § 2.6) и обладать значительной средней мощнвст>^о,
предполагающей развитую систему теплоотвода, эта задача стано-
вится непростой. Один из возможных путей решения этой задачи —
использование твэлов с гомогенной смесью топлива и твердого водо-
родсодержащего замедлителя, охлаждаемых легкой водой.
177
Обычная компонента мгновенного отрицательного температур-
ного эффекта — доплеровское уширение резонансных линий по-
глощения нейтронов — вообще говоря, невелика для реакторов на
тепловых нейтронах с высокообогащенным топливом (и, следова-
тельно, со значениями <р, близкими к единице). Однако в гомоген-
ной смеси резонансные интегралы выше, чем в решетке, и удается
получить значения (Дк/!г)яопя ~ 0,5 • 10~4 1/°С.
Другой полезный эффект — увеличение утечки тепловых нейт-
ронов при повышении температуры замедлителя — также мал (ха-
рактерный размер реактора всегда гораздо больше длины диффу-
зии нейтронов в водородсодержащей активной зоне). Тем не менее
особенности термализации нейтронов в гидридах металлов* позво-
ляют довести (А/?/£)ут также до ~0,5-10“4 1/°С.
Существует еще одна возможность увеличить мгновенный отри-
цательный температурный коэффициент реактивности: поместить
в активную зону сильные поглотители с такими сечениями, чтобы
сдвиг мягкой части спектра нейтронов в результате нагрева замедли-
теля приводил к росту вредного поглощения (самарий, кадмий,
эрбий). Этим способом можно получить вклад в Ak/k порядка
2-Ю’4 1/°С.
В последних модификациях реакторов серии TRIGA действи-
тельно используется эрбий. Однако ниже приведены характеристи-
ки варианта TRIGA-MK-Ш в Сан-Диего, введенного в строй в 1961 г.
Мощность, Мет:
стационарная ......................................... 1
в импульсе ...................................... 1000
Теплоотвод .................-................Естественной	конвекцией
Н2О
Размеры активной зоны, см:
диаметр........................................... 50,8
высота............................................. 28,1
Материал отражателя................................... Графит
Решетка активной зоны.............................. Круговая
Рабочее число твэлов...................................   99
Загрузка 235U, кг:
критическая........................................ 2,7
рабочая............................................. 3,6
Форма и состав твэлов*. круглые стержни диаметром 3,51 см с ак-
тивной длиной 28,1 см, в стальной оболочке толщиной 0,508 мм;
90% Zr, 2% Н, 6,4% 238U, 1,6% 235U (по весу); к сердечнику сверху
и снизу примыкают графитовые втулки длиной 8,9 см, содержащие
выгорающий поглотитель (бор) для компенсации накопления сама-
рия; выгорание до 4,5 Мет-сутки на твэл.
Параметры решетки: I = 39-10“6 сек; г] = 2,07; р = 1,05;
ф = 0,95; 0 - 0,71; £«, = 1,466; т - 23 см2; L2 = 2,4 см2; В2 =
= 0,018 см~2.
* Протон ведет себя как* гармонический осциллятор, и нейтрон обмени-
вается с ним дискретными порциями энергии, кратными hv, где v — собст-
венная частота осциллятора. Для гидрида циркония hv = 0,137.эв.
178
Потоки нейтронов при работе на мощности 1 Мет: Фтепл =
= 8,7-1012 нейтрон!(см2-сек)-, Ф“е£л = 1,7-1013 нейтрон!(см2 сек);
Фб = 1,1-1013 нейтрон!(см2-сек).
Баланс реактивности (% &k!k): максимальная избыточная —
4,9; температурный эффект и отравление ксеноном — 3,7; выгора-
ние и эксперименты—1,2; температурный коэффициент —
1,26-КГ4 /°C.
Стержни СУЗ: один пусковой (инициирующий импульс) стер-
жень вводится со скоростью 17,5% (kklk)lceK; два стержня КС (они
же играют роль АЗ) и один стержень АР с весом 1,75% движутся
со скоростью 0,025% (\kltylceK.
Параметры теплоотвода:
Теплоотдающая поверхность твэлов, сж2 . . .	44 253
Проходное сечение теплоносителя, см2........ 530
Давление в контуре теплоносителя............Атмосферное
Температура топлива, °C:
в стационарном режиме........................ 340
в импульсе............................... 380
Пульсирующий реактор на быстрых нейтронах (ИБР)
Первый в мире (и до сих пор единственный действующий) пуль-
сирующий реактор сооружен в Объединенном институте ядерных
исследований (г. Дубна, 1960 г.). Он рассчитан на работу в перио-
дическом режиме, удобном для экспериментов по времени пролета
нейтронов, однако может быть использован и в режиме мощных оди-
ночных импульсов.
Неподвижная часть активной зоны ИБР набрана из плутониевых
стержней в оболочке из нержавеющей стали и в плане (рис. 5.21}
представляет собой два одинаковых прямоугольника, разделенных
зазором. Через зазор проходит периферийная часть вращающегося
в вертикальной плоскости диска, в которой закреплен вкладыш из
235U — основная подвижная часть активной зоны. Еще один вкла-
дыш, более тонкий, запрессован во вспомогательный диск и пере-
мещается между боковой поверхностью активной зоны и отражате-
лем.
Основной вкладыш служит модулятором реактивности и движет-
ся со скоростью 230 м/сек. Максимальное изменение \k/k при его
движении достигает 7,4%. Однако в отсутствие вблизи поверхности
активной зоны вспомогательного вкладыша (&k/k = 0,4%) реактор
остается подкритичным. Импульсы мощности развиваются только
в том случае, ^если основной и вспомогательный вкладыши одновре-
менно совмещены с неподвижной частью активной зоны. Поэтому
вращение вспомогательного диска синхронизировано с вращением
основного; частота его вращения кратна частоте основного диска.
Изменение кратности меняет частоту импульсов без изменения их
формы.
179
Рис. 5.21. Схематический горизонтальный разрез реактора
ИБР:
/—активная зона; 2 — отражатель; 3 — вспомогательный вкладыш;
4 — вспомогательный диск; 5 — стержень ручного регулятора; £ —ос-
новной диск; 7 —стержень АР; 8— основной вкладыш; 9 — извлекае-
мые плутониевые Т1вэлы АЗ; /0 —грубый регулятор.
Рис. 5.22. Распределение импульсов реактора ИБР по амплитуде при раз'
личных средних мощностях.
СУЗ реактора содержит так называемый грубый регулятор
(Ak/k = 2,4%), ручной и автоматический регуляторы (0,1 и 0,036%
соответственно) и в качестве аварийной защиты два выбрасывае-
мых из активной зоны плутониевых стержня (&k/k — 2 х 1,1%).
Реактор снабжен воздушным охлаждением (60 мЧч). Теория
пульсирующего реактора на быстрых нейтронах изложена в § 2.11.
Для использования формул этого параграфа необходимо знать сле-
дующие параметры ИБР (при номинальной скорости вращения ос-
новного диска 5 000 об/секу. I — 1,2-10-8 сек\ и = 230 м!сек\ а =
= УИм-, р* ~ 104
При 6р = 36 мсек и 80 импульсах в секунду пиковая мощность
достигает 360 кет.
Следует подчеркнуть, что статистический характер размноже-
ния нейтронов (один первичный нейтрон только в среднем дает k
вторичных) сильнее сказывается на работе реактора в режиме пуль-
саций, чем в стационарном режиме. Это связано с относительно не-
большим, особенно при малых средних мощностях, числом первич-
ных актов деления, определяющих развитие импульса. Результатом
являются значительные флюктуации энергии (и соответственно ам-
плитуды) импульсов. Экспериментальные данные о распределении
импульсов реактора ИБР по амплитуде представлены на рис. 5.22.
Дисперсия этих распределений с хорошей точностью обратно про-
порциональна средней мощности реактора.
В настоящее время предполагается коренная модернизация
ИБР с переводом его в бустерный режим и доведением средней теп-
ловой мощности до 4 Мет (см. § 8.3).
ЛИТЕРАТУРА
1.	Фейнберг С. М. и др. «Атомная энергия», 17, 452 (1964).
2.	Курчатов И. В. и др. Там же, стр. 163.
3.	X е н н е л л и Е. «Атомная техника за рубежом», 12, 3 (1965).
4.	Оптимизация нейтронных пучков. Перев. с англ. Под ред. О. Д. Казач-
ковского. М., Атомиздат, 1965.
ГЛАВА 6
КОНСТРУКЦИЯ И ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЕ СИСТЕМЫ
§ 6.1.	ОСНОВНЫЕ fnnbl КОНСТРУКЦИЙ
Многочисленность и разнородность экспериментов в полях нейт-
ронного и у-излучений породили обилие конструктивных форм ис-
следовательских реакторов. Среди этого многообразия можно вы-
делить следующие конструкции, типичные по крайней мере для ап-
паратов со стационарным потоком и с более или менее развитой
системой охлаждения: 1) бассейновые или погружные; 2) корпус-
ные; 3) канальные.
В отличие от корпусных и канальных, бассейновые конструкции
используются только для исследовательских реакторов. Их основ-
ным признаком следует считать размещение активной зоны внутри
бассейна (бака), заполненного водой при атмосферном давлении
и являющегося элементом первого контура. Помимо роли теплоно-
сителя вода бассейна может выполнять функции замедлителя, био-
логической защиты (в перную очередь от у-изл учения), а часто
и отражателя. Часть бассейна обычно используется в качестве хра-
нилища ТВС, «остывающих» после выгрузки из активной зоны.
Корпус реактора (если он есть) служит для организации потока
воды, охлаждающей твэлы; в классических конструкциях он открыт
сверху и снизу. Гидравлическое сопротивление активной зоны соз-
дает разность давлений на входе и выходе; как следствие, появляет-
ся разность давлений внутри корпуса и в бассейне. Эта разность
может иметь любой знак, но обычно мала по абсолютной величине
(порядка одного метра водяного столба) и не вызывает конструктив-
ных трудностей. Корпус крепится либо ко дну бассейна, либо к под-
вижной форме, которая может перемещать активную зону в любое
место бассейна.
Роль корпуса, могут выполнять стенки кассет или ТВС, установ-
ленных почти вплотную друг к другу и образующих почти однород-
ную активную зону.
Важное достоинство бассейнового реактора — предельное уп-
рощение операции загрузки в активную зону ТВС (твэлов, кассет)
и облучаемых образцов, выгрузки их из активной зоны, перестрой-
ки активной зоны по мере выгорания топлива и изменения условий
эксперимента. Светящийся вследствие эффекта Вавилова—Черенкова
или искусственно освещенный реактор прекрасно виден сквозь
182
слой воды. Это упрощает операции по транспортировке ТВС и
образцов под слоем воды.
Малое давление в активной зоне позволяет упростить конструк-
цию бассейнового реактора: во-первых, использовать в активной
зоне минимум конструкционных материалов, даже если они обладают
достаточно хорошими нейтроннофизическими свойствами; во-вто-
рых, упростить конструкцию органов СУЗ, экспериментальных
каналов и т. д.; в-третьих, упростить технологическую схему.
Все это уменьшает стоимость реактора, повышает его надеж-
ность и безопасность в работе. В случае выхода из строя насосов
первого контура аварийное охлаждение остановленного реактора
может осуществляться за счет естественной конвекции воды бассей-
на. В некоторых реакторах естественная конвекция используется
для охлаждения активной зоны и в номинальном режиме.
Использование отражателей из графита и бериллия дает воз-
можность увеличить поток тепловых нейтронов в отражателе и в вы-
водимых пучках.
Недостатком бассейновых реакторов является ограниченный
теплосъем с единицы объема активной зоны. Использование в ка-
честве теплоносителя воды практически при атмосферном давлении
приводит к тому, что допустимая температура поверхности твэлов
из-за опасности возникновения поверхностного кипения равна
~100°С. Это ограничивает и тепловую нагрузку, и нейтронный
поток. В существующих бассейновых реакторах максимальный по-
ток тепловых нейтронов в ловушке равен ~3 • 1014 нейтрон!(см2 • сек).
Получение стационарного потока тепловых нейтронов 1015 ней-
трон! (см2-сек) и выше в бассейновых реакторах невозможно без ин-
тенсификации теплообмена в активной зоне и соответствующего ус-
ложнения* конструкции.
Увеличить давление в активной зоне можно двояким путем:
либо установив шайбы на выходе воды из корпуса или кассет, либо
подняв давление во всем первом контуре.
Первый, путь приводит к трудностям, различным для опускного
и подъемного движения воды, но довольно близким по последствиям.
При опускном движении шайбы располагаются внизу, а верх ак-
тивной зоны оказывается перекрытым корпусом или трубопровода-
ми, подводящими к ТВС поток воды с повышенным давлением. Оче-
видно, это коренным образом ухудшает доступность активной зоны
и уменьшает преимущества бассейновой конструкции. При движе-
нии воды снизу вверх дополнительное местное гидравлическое со-
противление должно быть размещено в верхней части активной зо-
ны; это ведет либо снова к перекрытию ее корпусом, либо к необхо-
димости шайбовать каждую кассету. В последнем случае плоские
стенки квадратной или шестигранной кассеты (ТВС) утолщаются
и ухудшают нейтроннофизические параметры реактора, а замена
такой кассеты круглым каналом вызывает появление балластных
объемов (воды или другого замедлителя) между каналами и падение
средней объемной нагрузки. Помимо нейтроннофизических шайбо-
183
вание кассет при подъемном движении воды вызывает и конструк-
тивные трудности: необходимо исключить всплывание кассет и не-
посредственный подъем к поверхности бассейна воды, активиро-
ванной в высоком потоке нейтронов. В результате доступность ак-
тивной зоны снова ухудшается.
Таким образом, не вступая в противоречие с основной идеей
конструкции бассейнового реактора, значительно поднять давление
в активной зоне с помощью шайб не удается. Это ведет к появлению
компромиссных решений (например, канальные и корпусные реак-
торы, погруженные в бассейн). Многочисленность компромиссных
конструкций делает их подробный анализ громоздким и во всяком
случае неуместным в данном курсе.
Второй путь увеличения давления воды в активной зоне — подъем
давления во всем первом контуре — означает переход от бассейно-
вой конструкции к корпусной. Активная зона корпусных реакторов
имеет однородную структуру, подобную структуре бассейновых
реакторов, утолщать стенки кассет не нужно, и как теплотехничес-
кие, так и нейтроннофизические параметры оказываются наилуч-
шими.
Основным элементом конструкции корпусного реактора являет-
ся прочный корпус, давление внутри которого может значительно
превышать атмосферное. Набор теплоносителей расширяется: на-
ряду с обычной водой можно, в принципе, использовать тяжелую
воду, органические жидкости, низкоплавкие металлы, газы. Однако
возможность получить с помощью воды высокие удельные мощности
(органические соединения и газы с этой точки зрения хуже), а также
хорошо известные технические трудности использования металлов
привели к тому, что в корпусных исследовательских реакторах теп-
лоносителем и замедлителем служит обычно Н2О и реже D2O.
Повышенное давление и большая скорость воды, а также одно-
родность активной зоны (отсутствие областей, балластных по от-
ношению к теплосъему) позволяют достигать высоких плотностей
энерговыделения и потоков нейтронов. Наиболее высокие потоки
тепловых и быстрых нейтронов получены именно в корпусных реак-
торах СМ-2 и HFIR. [Достигнутые значения: qv = 4,5 Мет/л; Ф =
= 51015 нейтрон/(см2-сек) для тепловых нейтронов, ф =
= 1015 нейтрон/(см2 - сек) для нейтронов с энергией Е >1 Мэв].
Конструкция корпусного реактора значительно сложнее, чем
бассейнового. Это относится в первую очередь к самому корпусу,
узлам ввода исполнительных органов СУЗ и измерительной аппара-
туры. Однако основным недостатком корпусных реакторов является
труднодоступность активной зоны при любых операциях загрузки
и выгрузки ТВС и облучаемых образцов. Поэтому их удобно исполь-
зовать в исследованиях, не требующих частого проведения таких
операций: при накоплении трансурановых изотопов, при работе
на выведенных пучках, для материаловедческих облучений. Однако
для петлевых испытаний твэлов и ТВС корпусные конструкции
мало пригодны.
184
В канальных реакторах тракт теплоносителя в пределах актив-
ной зоны разделен на отдельные ветви, каждая из которых охлаж-
дает один твэл или ТВС. Установкой соответствующей арматуры мо-
жет быть обеспечена доступность каждой ТВС без сброса давления
во всем первом контуре. В канальном реакторе проще, чем в кор-
пусном, можно организовать частичные перегрузки и поддерживать
практически постоянную во времени среднюю глубину выгорания
топлива (как было отмечено в гл. 2, это позволяет значительно со-
кратить его расход). Существенно упрощается также ввод
в активную зону исполнительных органов СУЗ и датчиков систем
контроля.
К недостаткам канальных конструкций следует отнести наличие
в активной зоне дополнительных конструкционных материалов, не-
сущих давление стенок ТВС (рабочих каналов). Поскольку послед-
ние должны быть круглыми, появляется межканальное пространст-
во, удобное для размещения облучаемых образцов, но снижающее
среднюю объемную мощность. Недостатком канальных реакторов
является также наличие в первом контуре большого количества
арматуры, рассчитанной на давления в несколько десятков атмо-
сфер. Эта арматура требует дистанционного регулирования, которое
делает ее дорогой и не вполне надежной. Ремонт и замена арматуры
усложняются радиоактивностью первого контура.
Особенно успешно канальные конструкции используются в реак-
торах для петлевых и материаловедческих исследований.
§ 6.2.	ТЕХНОЛОГИЧЕСКИЕ СХЕМЫ
Полная технологическая схема исследовательского реактора
включает оборудование и системы, обеспечивающие его работу во
всех предусмотренных проектом режимах и исключающие режимы,
неприемлемые с точки зрения ядерной безопасности, радиационной
безопасности, сроков работы отдельных узлов или грозящие немед-
ленными неисправностями.
Полное число систем довольно велико, и чисто условно их мож-
но разделить на две большие группы.
В первую группу удобно включить системы, осуществляющие
охлаждение твэлов и поддерживающие необходимые параметры
основного теплоносителя: его температуру (второй, а иногда и тре-
тий контур охлаждения), давление (системы компенсации темпера-
турных изменений объема и подпитки), химический состав (напри-
мер, системы водоподготовки и водоочистки), уровень радиоактив-
ности (в том числе контроль герметичности оболочек твэлов). К этой
же группе следует отнести систему вакуумирования первого контура
перед его заполнением и, если они есть, дополнительные автономные
системы охлаждения некоторых частей реактора (например, замед-
лителя или отражателя). Принципиальная технологическая схема
корпусного или канального водоохлаждаемого реактора, включаю-
щая системы первой группы, изображена на рис. 6.1.
185
Ко второй группе относятся системы, не связанные непосред-
ственно с теплоотводом из собственно реактора, но совершенно не-
обходимые для его функционирования: СУЗ, дозиметрического
контроля, перегрузки и хранения облученных ТВС, надежного
электропитания, специальной (рассчитанной на радиоактивные
сбросы) канализации и специальной вентиляции, охлаждения за-
щиты.
Рис. 6.1. Принципиальная технологическая схема исследователь-
ского реактора, охлаждаемого водой под давлением:
/ — охлаждение вторичного теплоносителя (атмосфера, третий контур), 2 —
второй контур; 3— первый контур охлаждения; 4— система водоочистки; 5 —
система вакуумирования; 6—реактор; 7 —автономная система охлаждения;
8 — система контроля герметичности оболочек твэлов; 9 — система компенсации
объема и подпитки; 10 — газовая система (пунктиром обозначены необязатель-
•-	ные системы и связи).
Некоторые соображения о СУЗ исследовательских реакторов
будут приведены в § 6.4-. Здесь же мы кратко рассмотрим особен-
ности систем, включенных в схему рис. 6.1.
Эти особенности связаны прежде всего с необходимостью уда-
лять из реактора значительные количества (до сотен мегаватт) низ-
копотенциального тепла при умеренном давлении. Давление в пер-
вом контуре не превышает -~50 кПсм2, а температура теплоноси-
теля может быть далека от температуры насыщения (обычно она не
превышает ~100°С, а в большинстве случаев еще ниже).
Невысокое давление позволяет расширить круг материалов,
которые можно использовать для теплопередающих поверхностей
(твэлов и теплообменников) и дает возможность использовать алю-
миний и его сплавы, обладающие высокой теплопроводностью.
Обычно кожухотрубный теплообменник бывает простой конст-
рукции, например жесткой (без компенсации температурных рас-
ширений), с прямыми трубами. Для уменьшения числа теплообмен-
186
ников и их габаритов процесс теплообмена стараются интенсифи-
цировать как можно лучшей организацией потока воды. Так, замена
стальных трубок на алюминиевые и установка направляющих ло-
паток, проведенные в теплообменнике реактора ВВР-2 при его ре-
конструкции (десятикратное форсирование мощности), позволили
улучшить теплообмен в три раза, увеличив длину теплообменника
всего на ~25%.
Рис. 6.2. Принципиальная схема первого контура охлаждения:
1 —главные циркуляционные насосы; 2 — вспомогательные циркуляционные на-
сосы; <3—-из (в) системы водоочистки; 4 — из (в) газовой системы; 5—меха-
нические фильтры; 6 — теплоноситель второго контура; 7—теплообменник
первого и второго контуров; 8 — отбор в систему КГО; 9 — реактор; /0 —ваку-
умирование; //—подпитка; /2 —обратный клапан.
Теплоноситель второго контура охлаждается либо в градирнях
либо — если существует опасность перетечек из первого контура
во второй — третьим контуром. Заметим, что давление во втором
контуре погружного реактора может быть выше, чем в первом, и это
снимает проблему радиоактивных перетечек.
* Помимо реактора и теплообменников важнейшими элементами
первого контура (рис. 6.2) являются циркуляционные насосы.
Поскольку расход теплоносителя определяется его подогревом, а не
потенциалом, на единицу тепловой мощности энергетического и
исследовательского реакторов через активную зону прокачиваются
примерно одинаковые объемы воды: ~50 м?/(Мвт-ч) (в бассейно-
вых реакторах больше). Однако отношение мощности насосов
к мощности исследовательского реактора можно варьировать очень
широко: и скорости воды, и проходные сечения, и длины тракта
определяющие сопротивление, меняются от реактора к реактору.
Здесь следует также отметить, что если по экономическим причинам
насосы серийных энергетических реакторов должны строго соответ-
ствовать параметрам теплоносителя контура, то специально проек-
тировать и изготавливать насосы для уникального исследователь-
ского реактора может быть невыгодно и дешевле приспособить кон-
струкцию, уже освоенную промышленностью.
187
На рис. 6.2 приведена одна из возможных схем обеспечения на-
дежной циркуляции: помимо основных насосов она содержит ава-
рийные, работающие от независимого источника электроэнергии.
Напор аварийных насосов меньше, при параллельной с основными
работе обратные клапаны закрыты и контур замкнут накоротко.
При отключении основных
' 5
Рис. 6.3. Принципиальная схема
системы вакуумирования:
1 — коммуникации; 2 — коллектор; 3 —
демпфирующая емкость; 4— вакуумный
насос; 5—в систему спецвентиляции.
насосов обратные клапаны аварийных
открываются, и они начинают про-
качивать теплоноситель через ре-
актор. Одновременно срабатывает
АЗ реактора, и его мощность оп-
ределяется только остаточным теп-
ловыделением, обусловленным рас-
падом осколков деления.
В схемах многих реакторов ава-
рийные насосы отсутствуют, но
параллельно работают несколько
главных, подключенных к двум-
трем независимым электросетям.
Механические фильтры перво-
го контура должны задерживать
только крупные частицы и обла-
дать малым сопротивлением.
Система вакуумирования (рис.
6.3) предназначена для удаления
воздуха из первого контура перед
его заполнением, а также (если в
реакторе есть петлевые каналы с
чехлами, обеспечивающими тепло-
вую изоляцию и возможность кон-
троля герметичности несущих дав-
ление труб) для создания вакуума
в этих чехлах. В общем случае си-
стема вакуумирования помимо бо-
лее или менее разветвленной се-
ти трубок, снабженных запорной арматурой, содержит общий кол-
лектор, емкости и вакуумный насос; выхлоп этого насоса соеди-
нен с системой специальной вентиляции.
Газовые системы (рис. 6.4) служат для удаления гремучего газа,
образующегося в первых контурах водоохлаждаемых реакторов
в результате радиолиза: концентрация гремучей смеси в воде иссле-
довательских реакторов выше, чем в энергетических, поскольку
процесс рекомбинации при невысоких температурах идет менее ак-
тивно.
Воздух используется — довольно редко — только в газовых
системах погружных реакторов. При этом гремучий газ не сжигает-
ся, а выбрасывается в атмосферу через систему вентиляции. Откры-
тая схема упрощает газовый контур, но приводит к росту радиоак-
тивности выбросов. Если тепл9носитель первого контура находится
188
под давлением, в газовой системе удобно использовать водород, ко-
торый служит не только газом-носителем, но и насыщает воду, свя-
зывая радиолитический кислород. Добавление в водород гелия
уменьшает опасность взрыва.
В эжекторе (либо в смесителе, если используется компрессор)
радиолитические водород и кислород переходят из жидкой фазы
в газовую. Разделение фаз обеспечивается центробежным сепара-
н
Рис. 6.4. Принципиальная схема газовой системы:
/—катализатор; 2—подогреватель; 3 — в атмосферу (для открытых
схем); 4 — сепаратор; 5 — в компенсатор объема; 6—подпитка газом;
7 —из атмосферы (для открытых схем); 8 —компрессор; 9 — водо-
газовый эжектор; 10 — вода первого контура.
тором, из которого вода поступает снова в первый контур, а газ
либо выбрасывается (если схема открыта), либо через подогреватель
попадает в рекомбинационное устройство с платиновым катали-
затором.
Газовая система связана также с системой подпитки и поддержа-
ния давления в первом контуре (рис. 6.5). Последняя забирает дис-
тиллированную воду из бака подпитки, в случае необходимости под-
вергает ее дополнительной подготовке и с помощью подпиточного
насоса подает в нижнюю часть компенсатора объема. Газовая по-
душка выдавливает воду из компенсатора в напорную линию пер-
вого контура.
189
В технологическую схему входит также система контроля гер-
метичности оболочек твэлов (КГО), регистрирующая повышение
активности воды первого контура при попадании в нее продуктов
деления. Методы обнаружения поврежденных оболочек твэлов могут
быть основаны либо на детектировании (3-, у-излучений, либо на об-
наружении запаздывающих нейтронов. Для взятия проб теплоно-
сителя от каждого выходного трубопровода канала (если реактор
Рис. 6.5. Принципиальная схема контура подпит-
ки и поддержания давления:
1— компенсатор объема; 2 — из газовой системы; 3— дис-
тиллированная вода; 4 —дополнительная система водо-
подготовки; 5—подпиточный насос; 6 — регулирование и
измерение расхода; 7 — в напорную линию первого кон-
тура.
канальный) или кассеты (в случае корпусного или погружного
реактора) отводится трубка забора воды в эту систему.
Наконец, на рис. 6.6 приведена схема устройства водоочистки.
Учитывая, что водному режиму исследовательских реакторов по-
священ § 6.3, здесь мы на этой схеме останавливаться не будем.
Более развернутая и реалистическая, чем на рис. 6.1, техноло-
гическая схема канального реактора МР приведена на рис. 6.7,
а на рис. 6.8 изображена технологическая схема погружного реак-
тора ИРТ. Учитывая все сказанное выше, не будем детально разби-
рать эти схемы. Следует лишь отметить более тесную, чем в нашем
описании, связь газовой системы с системой удаления гремучей сме-
190
си в реакторе МР и использование эжектора в первом контуре реак-
тора ИРТ.
В заключение полезно сделать хотя бы очень краткие замечания
об особенностях эксплуатации исследовательских реакторов. Эти
особенности связаны прежде всего с функционированием экспери-
ментальных устройств. (Под эксплуатацией последних понимается
техническое обеспечение научных работ.)
Рис. 6.6. Принципиальная схема системы водоочистки:
/—из реактора; 2 —теплообменник; 3 —механические фильтры;
4 — анионитовые фильтры; 5 —катионитовые фильтры (часто смесь
анионита и катионита); 6 — бачок для введения химических реакти-
вов; 7 — в отстойник и сис!ему спецканализации; 8 — в реактор.
Особенности эксплуатации различны не только для разных реак-
торов, но и для каждого устройства и даже для каждого исследо-
вания на этом устройстве. Тем не менее можно назвать целый ряд
оценок, которыми следует предварять почти любой эксперимент:
уровень и состав невозмущенного излучения;
влияние помещаемых в реактор мишеней (устройств) на уровень
и спектр потоков;
191
Рис. 6.7. Технологическая схема реактора МР:
/—компенсатор объема; 2 —сливное устройство; 3 — сепаратор; 4 — водо-газовый эжектор; 5—платиновый катализатор; б —ин-
дукционный нагреватель; 7 — емкость со смесью гелия и водорода; 8— емкость с гелием; 9—коллектор вакуумных линий;
10—промежуточная емкость; 11—газгольдер; 12— вакуумный насос; 13—датчики системы поканального контроля герметич-
ности ТВС; /4— ограничитель расхода на линии подачи водорода; /5—ротаметр; 16— катионитовый фильтр; /7 —фильтр со
смесью катионита и анионита; 18 — тканевый фильтр; 19— насосы системы очистки воды от механических и ионных примесей и
системы очистки воды от растворенного кислорода; 20, 21—основные и аварийные насосы контура охлаждения кладки; 22 —
теплообменник; 23 — сетчатый фильтр; 24, 25—основные и аварийные бессальниковые насосы первого контура; 26 —подпи-
точный насос.
влияние мишени на реактивность и (при необходимости) на ядер-
ную безопасность;
влияние мишени на работу соседних экспериментальных
устройств (уровень потоков и временной режим);
температурный режим мишени (особенности внутреннего энерго-
выделения и условий охлаждения);
Рис. 6.8. Принципиальная схема охлаждения реактора ИРТ:
1 —теплообменники; 2 — система водоочистки: а —ионообменные фильтры; б —
механические фильтры; 3—задерживающая емкость; 4 —подпиточный бак; 5 —
теплообменник контура охлаждения биологической защиты; 6 — насос контура
охлаждения биологической защиты; 7 — змеевики охлаждения биологической за-
щиты; 8 —распределительная решетка; 9 — эжектор; 10 — активная зона; // — на-
сосы первого контура охлаждения биологической защиты; 12— насосы второго
контура (артезианские).
изменение уровней потоков в процессе кампании или необходи-
мые изменения мощности реактора;
возможность создания достаточной биологической защиты (если
излучение выводится из реактора);
возможные последствия аварии (неисправности) мишени и не-
обходимость связи между ее измерительными устройствами и СУЗ
реактора;
условия загрузки мишени в реактор и ее выгрузки после окон-
чания экспериментов (наведенная радиоактивность), способы уда-
ления радиоактивных отходов (деталей, газов, жидкостей), которые
могут образоваться во время экспериментов.
Некоторые эксперименты, связанные с помещением в реактор
больших мишеней (например, ТВС или мишеней для накопления
трансурановых изотопов), могут потребовать даже не оценок, а
серьезного пересмотра нейтроннофизического и теплового расчетов
7 Зак. 629
193
реактора. Могут измениться также режимы работы реактора и огра-
ничения, накладываемые на управление реактором соображениями
ядерной безопасности. И практически всегда важным элементом
эксплуатации исследовательского реактора являются испытания
экспериментальных устройств перед их установкой в реактор.
Эти испытания целиком зависят от конкретной схемы экспери-
мента и конструкции мишени. Они могут быть очень простыми (на-
пример, испытание ампулы на герметичность и прочность), но мо-
гут быть и весьма сложными и трудоемкими. Иногда испытанию не-
обходимо подвергать отдельные элементы конструкции до сборки
или даже отдельные, не использовавшиеся ранее технологические
приемы (сварку, покрытия, пары материалов и т. п.). Часто тре-
буются неразрушающие методы контроля, например, на отсутствие
касания горячего катода и анода-оболочки в термоэлектронном
элементе.
После предварительных оценок и испытаний мишень (экспери-
ментальное устройство) помещают в реактор и до выхода на мощ-
ность проверяют условия работы. Эта проверка продолжается в про-
цессе подъема мощности и некоторое время в рабочем режиме.
§ 6.3.	водный РЕЖИМ
Проблемы коррозии конструкционных материалов и соответст-
венно водного режима в первом контуре исследовательского реакто-
ра менее сложны, чем аналогичные проблемы реакторов энергети-
ческих; различие объясняется уже упоминавшимися причинами:
относительно низкой температурой теплоносителя исследовательс-
ких реакторов, большей свободой в выборе конструкционных мате-
риалов, а иногда также меньшей продолжительностью кампании
топлива.
Вместе с тем в ряде случаев возникают специфические условия,
которые необходимо учитывать при проектировании. Например,
первый контур реакторов с твэлами в покрытии из сплавов алюми-
ния выполнен, как правило, из нержавеющих сталей. Для алюми-
ния и его сплавов наиболее благоприятна слабокислая среда со зна-
чениями pH ниже 6,5 (скорее 4,5 Н- 5); при pH > 7 они интенсивно
корродируют. Однако устойчивость нержавеющих сталей типа 18-8
(18% Сг и 8%Ni) высока при pH > 5. Приходится идти на компро-
мисс: поскольку снижение pH гораздо слабее сказывается на уско-
рении коррозии стали, чем на повышении стойкости сплавов алюми-
ния, выбирают обычно значение pH = 5,5 ± 0,5. Для погружных
реакторов важным обстоятельством является также контакт воды
первого контура с атмосферой; он происходит как на свободной по-
верхности бассейна, так и в случае использования воздуха в системе
удаления гремучего газа. При этом из-за насыщения воды аргоном в
ней появляется дополнительная активность. Поскольку основная—
кислородная — активность спадает с периодом полураспада Тi/2 =
= ЗОсек, аргонная активность (изотоп41Аг, Т\/2= 1,8 ч) очень скоро
194
после выключения реактора становится определяющей. Одновре-
менно с аргоном в воду поступают кислород, азот и углекислый газ,
которые приводят к усилению процессов коррозии.
В предыдущем параграфе уже упоминалось, что в реакторах с за-
крытым контуром — корпусных и канальных — вода подпитывает-
ся водородом, связывающим радиолитический кислород и умень-
шающим скорость коррозии.
Скорость образования отложений на поверхностях твэлов растет
пропорционально тепловой нагрузке или еще быстрее. Поэтому
опасаться отложений на твэлах погружных реакторов не прихо-
дится, и ограничения на количество и состав примесей к воде опре-
деляются в основном соображениями радиационной безопасности.
Образование отложений на твэлах высоконапряженных реакто-
ров возможно, и необходимо стремиться к уменьшению общего со-
держания нерастворимых продуктов коррозии в воде первого кон-
тура до уровня энергетического реактора с такими же материалами
контура. Обычно рекомендуемая концентрация железа менее
100 мкг/кг, а алюминия менее 50 мкг!кг.
Вообще поддержание радиоактивности воды погружных исследо-
вательских реакторов на низком уровне — более трудная задача,
чем обеспечение скорости коррозии, приемлемой с точки зрения
прочности и образования отложений на твэлах. Более того, кор-
розия оказывается опасной прежде всего из-за появления в воде
первого контура активируемых нейтронами растворенных (истин-
но или коллоидно) примесей.
В общем случае наведенная активность в таких реакторах опре-
деляется газовой активностью и растворенными в воде радиоактив-
ными изотопами.
Газовая активность, помимо уже упомянутых изотопов 19О и 41Аг,
создается фтором [реакция (п, р) на 18О] и изотопами азота 13N и 16N.
Растворенные и коллоидные вещества попадают в воду любого
реактора при заполнении контура подпиточной водой и за счет кор-
розии материалов контура. Поэтому характер активности зависит
от состава примесей в воде и от материалов контура. С подпиточной
водой поступают главным образом соли натрия и кальция, которые
дают активные изотопы 24Na и 45Са.
^Из подвергающихся активации продуктов коррозии конструк-
ционных материалов наиболее опасны изотопы 60Со и 58Со (кобальт
попадает в нержавеющую сталь вместе с никелем), 59Fe, 56Мп (из
стали), а также изотопы меди и цинка (из латуни). Однако актив-
ность продуктов коррозии зависит от того, будет ли подвергаться
кратковременному воздействию нейтронного потока вещество, про-
носимое через реактор потоком воды, или же имеет место длительное
облучение конструкционного материала активной зоны реактора
с последующей отдачей в воду образующихся продуктов коррозии.
В последнем случае радиоактивность значительно выше.
В исследовательских реакторах с твэлами в покрытиях из алю-
миния или его сплавов и аналогичными по составу конструкциями
7*	195
активной зоны сильной активации будет подвергаться практически
только 27А1 с образованием сравнительно короткоживущих изо-
топов 28A1(Ti/2 = 2,3 мин) и 24Na; последний образуется в реакции
27Al(n, a)24Na.
Помимо поддержания pH воды на определенном уровне в пер-
вых контурах всех реакторов строго лимитируется концентрация
хлор ид-иона, наиболее сильно влияющего на коррозию как алюми-
ния, так и сталей (хотя и менее сильно, чем в энергетических реак-
торах). Современные средства очистки позволяют поддерживать его
концентрацию на очень низком уровне, но допустимой считается
концентрация 0,5—0,10 мг/кг.
Для подавления различных видов электрохимической коррозии
электропроводность воды должна быть минимальной (обычно реко-
мендуемый предел по удельному электросопротивлению не менее
1 • 106 ом-см). Малая электропроводность воды означает, в част-
ности, и низкое содержание в воде таких элементов, как натрий
и кальций, существенно сказывающихся на величине наведенной
активности воды.
Ограничивается и сухой остаток— показатель содержания в во-
де коллоидов и взвесей, приводящих к засорению и нарушению рабо-
ты фильтров системы очистки. Для бассейновых реакторов допусти-
мое значение сухого остатка можно считать равным 5 мг!кг\ для дру-
гих реакторов (с более интенсивным тепловыделением в твэлах)
эту величину нужно уменьшить до 1—1,5 мг!кг. Эти значения вряд
ли можно считать твердо обоснованными, однако их обычно при-
держиваются.
Параметры теплоносителя в экспериментальных петлях сов-
падают с параметрами энергетических реакторов, поэтому водный
режим петель должен максимально соответствовать режиму энер-
гетических аппаратов.
Сформулировав требования к водному режиму первых контуров>
следует указать способы поддержания чистоты воды на нужном
уровне. Очевидно, для этого необходимо иметь эффективные сред-
ства очистки как подпиточной воды, так и воды, циркулирующей
в контуре реактора.
Водоочистка первого контура должна обеспечить удаление ив
воды загрязнений, присутствующих как в форме ионно-дисперсной
фазы (раствора), так и в агрегированной форме (коллоиды и взвеси).
В связи с этим водоочистная система (см. рис. 6.6) должна включать
в себя специальные фильтры: ионитовые для удаления ионно-дис-
персных примесей и механические для удаления коллоидов и взве-
сей. Водоочистная система устанавливается на байпасной линии
основного контура. Фильтры устанавливаются в следующей после-
довательности: сначала идет механический фильтр, очищающий воду
от дисперсных частиц, потом ионитовый фильтр, затем — для пре-
дотвращения возможного выноса взвеси (и самих смол) из ионито-
вого фильтра — вновь механический.
196
Так как ионитовые фильтры весьма дороги, а регенерация ак-
тивных фильтров затруднительна, то необходимо стремиться
к настолько глубокой очистке воды, предназначенной для вос-
полнения потерь в контуре, чтобы его активность определялась не
подпиткой, а коррозией. С этой целью вода перед поступлением
в контур проходит дополнительную обработку также в ионитовых
фильтрах. Так как эти фильтры ставятся на неактивную воду, то
их регенерация не вызывает затруднений.
§ 6.4.	О СИСТЕМАХ УПРАВЛЕНИЯ И ЗАЩИТЫ
Основные задачи СУЗ исследовательских реакторов иреакторов
других типов отличаются не принципиально. Ограничиваясь ап-
паратами со стационарным потоком нейтронов, мы все же перечис-
лим важнейшие функции СУЗ и выскажем некоторые соображения
об их особенностях для исследовательских реакторов. Эти особен-
ности могут быть не качественными, а количественными; могут быть
существенны не все одновременно; наконец, порознь могут быть
присущи и некоторым энергетическим реакторам. Тем не менее их
следует иметь в виду и учитывать при проектировании.
1.	Вывод реактора из подкритического состояния —одна из опе-
раций, наиболее опасных с точки зрения возможности потери конт-
роля за развитием реакции деления. Эксперименты могут требовать
довольно частых остановок исследовательского реактора, а оста-
новки сопровождаться изменением его состава (частичными пере-
грузками топлива, сменой облучаемых образцов). Поэтому СУЗ
должна выводить исследовательский реактор из подкритического
состояния достаточно быстро, чтобы избежать непроизводительных
затрат времени, и достаточно медленно, чтобы соблюдались самые
строгие требования ядерной безопасности, учитывающие значитель-
ную неопределенность в начальной (отрицательной) реактивности.
Процесс вывода из подкритического состояния почти всегда ав-
томатизирован и управляется пусковой аппаратурой, контроли-
рующей уровень потока нейтронов и скорость его изменения.
2.	Быстрый вывод на мощность после кратковременной останов-
ки особенно важен для исследовательских реакторов. Поскольку
введенные в реактор поглотители уменьшают число избыточных
нейтронов и при заданной мощности снижают уровень потока, их
вес обычно мал и заведомо недостаточен для полной компенсации
нестационарного отравления ксеноном. (Для реакторов с высоким
потоком такая компенсация просто невозможна.) С другой стороны,
кратковременные остановки реактора могут быть необходимы и за-
планированы, могут вызываться легко устранимыми неисправностя-
ми или даже ложными срабатываниями АЗ. Промедление с выходом
на мощность, сравнимую с рабочей, грозит попаданием в «иодную
яму» и остановкой на несколько суток. Поэтому автоматика СУЗ
исследовательского реактора со средним и высоким потоками долж-
197
на справляться (в условиях быстро меняющейся реактивности) с вьь
водом его на мощность — 50% номинальной за время —30 мин.
3.	Автоматическое поддержание заданного уровня мощности
(обычно оно возможно в интервале выше —1% номинала) осущест-
вляется так же, как в любом реакторе. Дополнительной работы мо-
жет потребовать только тарировка тока ионизационных камер по
тепловой мощности после каждой существенной перестройки ак-
тивной зоны. В некоторых случаях эта тарировка должна учитывать
значительные вариации потока нейтронов на различные камеры,
установленные по периферии реактора. Примером аппарата, в ко-
тором большая азимутальная асимметрия потока предусмотрена
конструкцией, является реактор ATR.
4.	Маневрирование мощностью в интервале 1 4- 100% номинала
осуществляется либо ручным регулятором, либо (если при этом мо-
гут возникнуть нежелательные динамические температурные на-
пряжения в элементах конструкции) автоматически по заданному —
обычно линейному — закону.
5.	Компенсацию процессов выгорания и зашлаковывания по
соображениям экономии нейтронов (о них уже говорилось в пунк-
те 2) стремятся переложить с СУЗ на систему перегрузок. Это легче
сделать в бассейновых и канальных реакторах, чем в корпусных.
Тем не менее корпусной реактор СМ-2 снабжен системой дистан-
ционной перегрузки без снятия крышки. Выгорающие поглотители
менее выгодны, но также используются в исследовательских реак-
торах для облегчения системы компенсации (HFIR, ATR). Распо-
ложение и очередность перемещения органов компенсации иногда
определяются не обычными для энергетического реактора сообра-
жениями выравнивания поля тепловыделения, а необходимостью
поддержания необходимого потока в ограниченной части активной
зоны или отражателя. Так, петлевые каналы реактора ATR рабо-
тают в значительной мере независимо друг от друга.
6.	Аварийная остановка исследовательского реактора может
вызываться не только его собственными неисправностями, но и не-
исправностями экспериментальных устройств (прежде всего петель).
7.	Перестройка активной зоны — извлечение образцов, пере-
грузка ТВС — должна вестись под контролем СУЗ по правилам,
регламентирующим работу на критических сборках или очень близ-
ким к ним. Естественно, это подразумевает наличие дополнитель-
ной — «нештатной» — аппаратуры и «нештатного» расположения
датчиков и исполнительных органов СУЗ.
Если размеры активной зоны реактора на тепловых нейтронах
сравнимы с длиной замедления, то утечка быстрых нейтронов в от-
ражатель велика и велик также вклад в процесс размножения нейт-
ронов, возвращающихся тепловыми из отражателя. Воздействуя
на ток замедлившихся нейтронов в активную зону, можно осуществ-
лять регулирование не менее эффективно, чем воздействуя на поток
непосредственно внутри нее. Стержней в активной зоне при этом мо-
жет не быть. Легко понять, что размещение поглотителей вне гра-
198
ниц активной зоны особенно выгодно, если в качестве отражателя
использованы бериллий или тяжелая вода: именно эти материалы
обеспечивают минимальные размеры активной зоны и максимальный
приток тепловых нейтронов. «Отсекать» отражатель из легкой воды,
как правило, смысла нет: его влияние на критичность вообще не-
велико и в основном обусловлено отражением быстрых нейтронов,
которое трудно уменьшить.
Высокопоточные реакторы являются с точки зрения теплотех-
ники высоконапряженными. Именно теплотехнические ограничения
в наиболее напряженных областях активной зоны препятствуют уве-
личению мощности и, следовательно, потока нейтронов. Сближение
о	макс
максимальной энергонапряженности qv с ее средним по активной
зоне значением qv («выравнивание», уменьшение коэффициентов
неравномерности) благоприятно сказывается на достижимом уров-
не потока. Однако отношение максимального потока к мощности
(качество реактора) при этом ухудшается. Всякая асимметрия
в распределении мощности и местные возмущения, связанные с дей-
ствием обычных систем управления, ухудшают условия получения
высоких потоков. Поэтому исполнительные органы СУЗ в высоко-
поточных реакторах размещают и перемещают в процессе работы
как можно более симметрично по отношению к оси и центральной
плоскости активной зоны (разумеется, это не обязательно для стерж-
ней, несущих исключительно функции АЗ: они возмущают распре-
деление мощности, когда она ничтожна).
Одним из самых симметричных по конструкции активной зоны
и размещению исполнительных органов СУЗ является реактор
HFIR (см. рис. 5.5). Стержни реактора HFBR также расположены
на границе отражателя с*активной зоной и движутся вверх и вниз
симметрично по отношению к ее центральной плоскости
(см. рис. 5.8). При этом с высокой точностью, существенно упро-
щающей или даже исключающей монитирование, поддерживается
поток в горизонтальных каналах для вывода пучков (разумеется,
тесно связанный с пространственным распределением мощности).
§ 6.5. УСТРОЙСТВО НЕКОТОРЫХ РЕАКТОРОВ
Бассейновый реактор ИРТ
Института атомной энергии им. И. В. Курчатова
Активная зона реактора расположена в бассейне под шестимет-
ровым слоем воды (рис. 6.9). Стенки бассейна, все элементы кон-
струкции внутри него и покрытия твэлов выполнены из сплавов алю-
миния. Тонкий, прямоугольный в плане корпус и нижняя опор-
ная решетка рассчитаны на размещение одинаковых по габаритам
ТВС и бериллиевых блоков. В любую ячейку вместо ТВС или блока
отражателя может быть установлено экспериментальное устройство
(ампула, канал) диаметром до 54 мм. Дистанционирование ТВС
199
и бериллиевых блоков обеспечивается хвостовиками, входящими
в отверстия опорной плиты, а вверху — выступами, которые сопри-
касаются друг с другом или со стенкой корпуса.
В 1957—1965 гг. активная зона охлаждалась восходящим пото-
ком воды. Для предотвращения всплывания ТВС они прижимались
Рис. 6.9. Продольный разрез реактора ИРТ:
/—экспериментальные каналы; 2 — стержень регулирования; 3 —канал стержня
АЗ; 4— сухой вертикальный канал; 5—загрузочное устройство; £ —приводы
СУЗ; 7 — верхняя площадка; 8 —перегрузочный контейнер; 9— напорный и вса-
сывающий трубопроводы; /0—задерживающая емкость; //—загрузочное уст-
ройство касательного канала; 12 —распределительная решетка; 13— эжектор;
14—нижний корпус; 15— активная зона.
сверху откидным устройством — кассетодержателем. Над активной
зоной находился также зонт-отбойник, препятствовавший непо-
средственному подъему к поверхности бассейна воды, прошедшей
через реактор. Отбойник увеличивал время движения воды от ак-
200
тивной зоны до поверхности на ~1 мин, и эта задержка резко, сни-
жала ее основную—кислородную — активность (период полурас-
пада 19О равен ~30 сек).
Эксплуатация реактора выявила, что при всей простоте и на-
дежности охлаждения восходящим потоком эта схема имеет два не-
достатка: при больших расходах воды возникает вибрация взве-
шенных в потоке ТВС, а кассетодержатель и зонт-отбойник затруд-
няют операции перестройки активной зоны и помещения в нее об-
лучаемых образцов.
Оба недостатка были устранены в новой системе охлаждения
с движением воды через активную зону сверху вниз. Опускное дви-
жение теплоносителя потребовало тщательного изучения тепловых
и гидродинамических процессов, возникающих при внезапной оста-
новке насосов основного контура и последующем «опрокидывании»
циркуляции. Эксперименты показали, что недопустимого перегрева
твэлов в переходном режиме не возникает, естественная конвекция
обеспечивает достаточный теплоотвод и специальной системы ава-
рийного расхолаживания не требуется.
В функционирующей схеме (см. рис. 6.8) вода прокачивается
через активную зону расположенным у дна бассейна эжектором
и разделяется на два потока: большая ее часть проходит через рас-
пределительную решетку и рассредоточивается по всему сечению
бассейна, а меньшая поступает в насосы.
Распределительная решетка позволяет увеличить время движе-
ния воды от активной зоны к поверхности бассейна до~4 мин и сни-
зить мощность дозы у-излучения на верхней площадке реактора до
уровня 54-15 мкр!сек (65 4-70% этой активности обусловлено
изотопами 24Na с 7\2 = 14,9 ч и 27Mg с Ti/2 = 9,5 мин).
Для снижения активности вблизи насосов поступающая в них
вода проходит буферную емкость объемом 1,5 м3. За время движе-
ния воды от активной зоны до насосов (40 сек) ее кислородная "ак-
тивность уменьшается в ~2,6 раза, а азотная (16N,, Ту2 — 7,4 сек) —
в ~ 45 раз.
Расход воды через постоянно работающую байпасную линию
водоочистки составляет 2,54-3 м31ч. Из трех параллельно соеди-
ненных ионообменных фильтров один всегда действует, а два нахо-
дятся в резерве. Бельтинговая ткань механических фильтров, вклю-
ченных последовательно с ионообменными, заменяется каждые три
месяца.
Один раз в месяц проводится химический анализ примесей в во-
де первого контура и ежедневно контролируется ее pH. Типичные
активности, значения pH воды и теплотехнические параметры 1-го
и 2-го контуров реактора ИРТ приведены ниже:
Поверхность теплообмена при 32 ТВС, м2 . . .	15,9
Максимальная расчетная тепловая нагрузка по-
верхностей твэла, квт!м2.............. 7-103
Максимальная расчетная температура стенки
твэла, °C............................. 103
201
Потеря напора в активной зоне, мм вод. ст. . .	960
Скорость воды в зазорах ТВС, м!сек......... 2,2
Температура воды на входе в активную зону, С° 48,0
Температура воды на выходе из активной зоны,
°C......................................... 53,9
Расход воды через сопло эжектора, м3/ч . . . .	230
Температура воды 1-го контура, °C:
до теплообменников....................... 50,8
после теплообменников................... 32,1
Удельная активность воды 1-го контура, кюри/л\
j\q фильтра:
максимальная ....................... 1,3-10“4
минимальная.........................1,1-10~6
после фильтра:
максимальная.......................... 1,2-10-5
минимальная ......................... 2-10“8
Значения pH:
до фильтра:
максимальное ......................... 6,5
минимальное......................... 4,2
после фильтра:
максимальное ......................... 6,8
минимальное............................ 4,4
Расход воды второго контура, ж3/ч............. 141
Температура воды второго контура, °C:
до теплообменника......................... 7,8
после теплообменника...................... 38,3
В водяном отражателе реактора размещено 11 вертикальных
экспериментальных каналов диаметром 52 мм. Еще несколько кана-
лов могут быть установлены в активной зоне вместо ТВС или берил-
лиевых блоков. Девять горизонтальных каналов для вывода пучков
нейтронов (за исключением касательного и канала тепловой колон-
ны) после реконструкции остались без изменения. Касательный ка-
нал сделан сквозным, проходящим через весь бак реактора
(рис. 6.10). На противоположной от шибера стороне касательного
канала в бетонной защите смонтировано устройство для загрузки
и выгрузки исследуемых образцов. Вместо тепловой колонны смон-
тирован специальный горизонтальный канал диаметром 230 мм,
в котором размещен замедлитель источника холодных нейтронов,
охлаждаемый жидким азотом (объем замедляющей среды около
литра). Для выравнивания потока тепловых нейтронов замедлитель
окружен бериллием (бериллиевая призма имеет размеры 70 X 70 X
X 40 см). Для уменьшения тепловыделения от у-излучения замед-
литель и бериллий отделены от активной зоны свинцовым экраном
толщиной 50 мм. Загрузка источника и подача хладагента осуще-
ствляются через горизонтальный канал.
При выбранной конструкции реактора уменьшение длины гори-
зонтального канала позволяет увеличить используемый поток нейт-
ронов. Поэтому желательно, чтобы толщина защиты в области этих
каналов была минимальной. Хорошими защитными свойствами
обладает железо-водная смесь. Однако в конструктивном и
эксплуатационном отношениях такая защита не очень удобна.
202
V
О	/	и .	J
Рис. 6.10. Попереч-
ный разрез реактора
ИРТ-М:
1—активная* зона; 2—
эжектор; 3—напорный и
всасывающий трубопро-
воды; 4 — задерживающая
емкость; 5—сквозной ка-
сательный канал; 6 —
распределительная ре-
шетка; 7—призма из бе-
риллиевых блоков; 8 —
канал для источника
«холодных» нейтронов. •
В реакторе ИРТ толща защиты вокруг бассейна содержит смесь
железа и цементного камня, близкую по защитным свойствам к же-
лезо-водной смеси. Использованы железо-цементные смеси трех со-
ставов, причем из смеси с максимальным удельным весом 6,5 г/см3
изготовлен боковой тепловой экран.
Для охлаждения первого слоя боковой и нижней защиты вблизи
активной зоны предусмотрен отдельный контур циркуляции. Воз-
,дух из технологических помещений и экспериментальных устройств
реактора проходит через систему аэрозольных фильтров и выбрасы-
вается в атмосферу через трубу высотой 60 м. Активность газовых
выбросов через систему спецвентиляции измеряется с помощью ио-
низационных камер.
Реактор ИРТ работает круглосуточно по 5 дней в неделю, с ос-
тановкой на субботу и воскресенье. Каждые 6—7 недель произво-
дится двухдневная остановка для частичной замены и перестановки
ТВС в активной зоне и проведения планово-предупредительного ре-
монта. Запас реактивности в начале цикла равен ~5,5%, в конце
~3,3%. Ежегодно со второй половины июля до конца августа реак-
тор не работает в связи с летним отпуском физиков-эксперимента-
торов и обслуживающего персонала.
За время эксплуатации реактора ИРТ аварийных остановок,
связанных с нарушением герметичности ТВС, не было; не было так-
же ни одного случая облучения сотрудников дозами, превышающи-
ми допустимые.
Реактор СМ-2
На рис. 6.11 приведен поперечный разрез реактора, а на рис. 6.12
— его размещение в защите. В корпусе реактора помещаются ак-
тивная зона, отражатель, защитные экраны, стержни управления,
механизм внутренней перегрузки кассет и ряд несущих конструк-
ций.
Корпус реактора выполнен сварным из нержавеющей стали
Х18Н9Т. На уровне среднего сечения активной зоны в корпус вва-
рено пять горизонтальных патрубков для установки каналов пуч-
ков. Выше отражателя в корпусе предусмотрено два наклонных
патрубка, один из которых предназначен для выгрузки кассет, дру-
гой для экспериментального петлевого канала. В плоское кованое
днище вварено восемь патрубков для подвода и отвода охлаждаю-
щей воды. В верхней цилиндрической части корпуса установлены
патрубки для вывода валиков приводов стержней АР. В эту же часть
корпуса вварены штуцеры для вывода импульсных труб системы
контроля за активностью воды, выходящей из кассет. Крышка кор-
пуса для удобства прохождения через нее экспериментальных ка-
налов сделана плоской. Уплотнение между корпусом и крышкой
производится при помощи паранитовой прокладки. В крышке
имеется несколько отверстий различных диаметров для экспери-
ментальных вертикальных каналов, приводов стержней управления,
204
валиков механизма внутренней перегрузки, загрузки свежих
кассет и выводов кабелей телевизионных камер.
Толщина стенки корпуса
рассчитывается на участке,
расположенном в районе ак-
тивной зоны, где прочность
корпуса ослаблена пятью вва-
ренными штуцерами, а темпе-
ратурные напряжения макси-
мальны. Кладка отражателя,
состоящая из блоков берил-
лия, опорная плита и система
импульсных труб для контро-
ля активности воды на выхо-
де из кассет конструктивно
объединены. Бериллиевая
кладка заключена в свой кор-
пус, изготовленный из нер-
жавеющей стали толщиной
25 мм. Корпус кладки отра-
жателя служит дополнитель-
ной защитой корпуса реак-
тора.
Над отражателем преду-
смотрены ячейки для хране-
ния свежих и временного хра-
нения выгоревших кассет. Пе-
регрузка кассет производится
дистанционно механизмом
внутренней перегрузки без
снижения давления в реакто-
ре. Механизм закреплен под
крышкой реактора и имеет
две подвижные штанги, каж-
дая из которых обслуживает
половину активной зоны.
После использования всех
резервных кассет реактор ос-
танавливается и отработав-
шие кассеты выгружаются че-
рез наклонный канал в хра-
нилище уже при сброшенном
давлении.
Экраны плотно установле-
ны на днище и разделяют
объем корпуса на две поло-
сти: кольцевую, куда входят
четыре патрубка для подвода
Рис. 6.11. Разрез реактора СМ-2:
/—горизонтальный экспериментальный канал;
2 — стержни управления; 3 — резервные гнезда
для кассет; 4—механизм перегрузки; 5 — саль-
ник привода механизма перегрузки; 6 —привод
КС; 7 —крышка; 8 —привод АР; 9— активная
зона с отражателем; 10—защитные экраны;
//—корпус реактора.
205
Рис. 6.12. Размещение реактора СМ-2 в защите:
/—трубопроводы вертикальных каналов; 2— верхняя защитная пли-
та; 3 — поворотный круг; 4 —пол реакторного зала; 5 —вертикаль-
ный канал; 6 — надреакторное помещение; 7 — механизм выгрузки;
8 — корпус реактора; 9 — тепловая защита; 10 — горизонтальный ка-
нал; 11— полость в защите для размещения шибера.
охлаждающей воды, и центральную, в которую вварено четыре от-
водящих патрубка.
Охлаждение активной зоны, отражателя, экранов и корпуса
организовано следующим образом. Вода входит в кольцевой зазор,
образованный экранами и корпусом реактора, по четырем из восьми
патрубков, вваренных в днище корпуса. В кольцевом зазоре вода
разделяется, и часть ее поступает под отражатель, охлаждая берил-
лиевые блоки, а другая часть проходит между корпусом и экранами.
В верхней части корпуса оба потока объединяются, и вода идет вниз
через кассеты, зазоры в съемных блоках отражателя и по регулирую-
щим стержням. Затем вода проходит по зазорам нижней защитной
плиты и выходит из реактора через четыре центральных патрубка
днища. Реактор установлен в бетонную шахту на опорную плиту.
Снизу к шахте подходит коридор, в котором помещаются трубопро-
воды охлаждающей воды. Защита в месте расположения горизон-
тальных каналов выполнена по возможности компактной и состоит
из охлаждаемых воздухом стальных экранов и тяжелого бетона.
Горизонтальные каналы на выходе из тепловой защиты уплот-
няются, благодаря чему помещения для экспериментальных
устройств отделяются от реакторного пространства.
Верхняя часть реактора выходит в надреакторное помещение.
В нем устанавливаются приводы системы управления, разводятся
трубопроводы петель и размещаются каналы ионизационных камер.
Защитная плита отделяет реакторный зал от надреакторного
помещения, а непосредственно над реактором установлен чугунный
поворотный круг с несколькими съемными пробками, расположен-
ными над вертикальными экспериментальными каналами. Работы
по установке и извлечению исследуемых образцов производятся
из реакторного зала, причем для этого не требуется поворота круга.
Круг поворачивается только в том случае, когда необходимо извлечь
канал или произвести работы, связанные с подтягиванием уплот-
нения крышки реактора. Все оборудование, не связанное с проведе-
нием экспериментальных работ, установлено в надреакторном по-
мещении, что обеспечивает более оперативную и безопасную работу
при проведении исследований.
В конструкции реактора HFIR используются и корпус, и бас-
сейн. Однако роль бассейна сводится к обеспечению биологической
защиты и облегчению доступа к различным узлам. Следовательно,
реактор HFIR — корпусный, хотя такие конструкции иногда назы-
вают «корпусными, погруженными в бассейн».
Реактор МР
В Советском Союзе разработан новый в конструктивном отноше-
нии вариант канального исследовательского реактора — «каналь-
ный, погруженный в бассейн», реализованный при строительстве
аппарата МР. Он совмещает некоторые достоинства канальных и по-
гружных реакторов. В таком реакторе облегчен доступ к активной
зоне, что упрощает организацию всех проводимых исследований,
207
монтаж, демонтаж и транспортировку петлевых и рабочих каналов,
а также проведение различного рода усовершенствований в ходе
эксплуатации. Наличие бассейна при атмосферном давлении позво-
ляет упростить органы регулирования и проводить все работы с ра-
диоактивными изделиями через слой воды, снижая тем самым уро-
вень облучения обслуживающего персонала.
Рис. 6.13. План и продольный разрез реактора МР, его
бассейна и бассейна-хранилища:
1—камера гамма-облучателя; 2 — выгруженный из реактора петле-
вой канал; 3 -бассейн-хранилище; 4 — ворота шлюза; 5 —бассейн
реактора; 6—реактор МР; 7 —рабочие каналы.
Активная зона реактора, рабочие и петлевые каналы, трубы
разводки теплоносителя и их коллекторы погружены в бассейн с во-
дой (рис. 6.13). В активной зоне между каналами установлены бло-
ки из металлического бериллия. Эти блоки имеют сквозные от-
верстия, которые используются для каналов со стержнями регули-
рования и для облучения образцов материалов. Во внешнем слое
отражателя вместо бериллиевых блоков установлены графитовые
в герметичных оболочках. В зазорах величиной 1,5 мм между бло-
ками и внутри бериллиевых блоков протекает охлаждающая их вода
бассейна реактора.
Устройство активной зоны реактора МР рассчитано на примене-
ние прямоточных U-образных петлевых каналов с расположенными
вдали от активной зоны ветвями, служащими для подвода теплоно-
сителя. Загрузке и выгрузке петлевого канала предшествует извле-
чение нескольких примыкающих к трубопроводам этого канала бло-
ков кладки реактора, возвращаемых затем на свое место.
208
Блоки можно переставлять, что позволяет располагать в одной
и той же ячейке активной зоны и отражателя петлевые каналы раз-
личных диаметров и расширяет экспериментальные возможности
реактора. Во все ячейки активной зоны, не занятые петлевыми ка-
налами, могут быть загружены рабочие каналы.
Применение специальных конструкций уплотнения (так назы-
ваемые шариковые замки, которые позволяют одним поворотом
винта отсоединить рабочие каналы и арматуру от трубопроводов),
сменных участков трубопроводов и сменных опорных стаканов
в ячейках активной зоны позволяет быстро производить замену
и перестановку рабочих каналов. Отсоединение канала от контура
производится без снятия защитных плит.
Трубопроводы рабочих каналов, подводящие и отводящие тепло-
носитель, объединяются двумя коллекторами, на которых смонти-
рованы запорно-регулирующие вентили. Управляющие штоки этих
вентилей выведены через отверстия в верхних защитных плитах
реактора. Применение шарикового замка в конструкции вентиля
позволяет дистанционно извлекать его детали для замены или ре-
монта.
Бассейн реактора соединяется с бассейном-хранилищем при по-
мощи шлюза. Отработанные петлевые и рабочие ТВС извлекаются
из реактора и транспортируются в бассейн-хранилище вместе с ка-
налами. При этом нижние части каналов, где располагаются ТВС,
всегда остаются погруженными в воду. В бассейне-хранилище от-
ведены определенные места для выдержки извлеченных из реакто-
ра каналов со сборками. Кроме того, в нем располагаются гамма-
облучатель, в котором используются отработанные ТВС реактора,
и отдельный бак с оборудованием для подводной резки каналов всех
типов. Отработавшие сборки не соприкасаются с водой бассейна
хранилища; после соответствующей выдержки они извлекаются
из каналов и переносятся в горячую камеру.
Конструктивное оформление реактора МР наложило определен-
ный отпечаток на его технологическую схему (см. рис. 6.7). Система
охлаждения состоит из отдельных контуров охлаждения рабочих
каналов и кладки реактора. Расход теплоносителя в контуре рабо-
чих каналов 600 т/ч при давлении 10-4-20 кПсм\ температура воды
на входе в рабочие каналы 40° С и на выходе 70° С. В контуре ох-
лаждения кладки расход воды составляет 1000 т!ч с температурой
на входе в кладку 45° С и на выходе не более 50° С.
ЛИТЕРАТУРА
1.	Г о н ч а р о в В. В. и др. Доклад № Р/323 (СССР), представленный на
Третью международную конференцию по мирному использованию атом-
ной энергии. Женева, 1964.
2.	Камин кер Д. М., Коноплев К. А. Доклад № Р/325 (СССР),
представленный на Третью международную конференцию по мирному
использованию атомной энергии. Женева, 1964.
3.	Фейнберг С. М. и др. «Атомная энергия», 8, 493 (1960).
209
ГЛАВА 7
ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ УСТРОЙСТВА ПЕТЛЕВЫХ
И МАТЕРИАЛОВЕДЧЕСКИХ РЕАКТОРОВ
§ 7.1.	ОБЩИЕ СООБРАЖЕНИЯ О ПЕТЛЕВЫХ УСТАНОВКАХ
В главе 1 отмечалось, что петля — это встроенный в] реактор
автономный контур охлаждения экспериментального канала. Ав-
тономный контур позволяет создавать необходимые условия для
испытания образцов (в том числе химический состав, скорость, тем-
пературу и давление теплоносителя). Он также предохраняет пер-
вый контур исследовательского реактора от попадания осколков
деления из испытываемых твэлов и ТВС. Все основные и вспомога-
тельные системы, необходимые для проведения петлевого экспери-
мента, будем называть петлевой установкой, первый контур уста-
новки — петлей, а часть петли, расположенную в области высокого
потока нейтронов (в активной зоне или отражателе), — петлевым
каналом. В состав петлевой установки входит почти все оборудова-
ние, свойственное реактору (циркулятор, теплообменник, фильтры,
компенсатор объема и т. д.).
Петлевые установки и методы проведения петлевых эксперимен-
тов начали разрабатываться около 20 лет назад. Так, на реакторе
РФТ (см. табл. 1.1) в 1952 г. было введено в строй несколько петель
с различными теплоносителями: водой под давлением, гелием и др.
Максимальная мощность установки достигала 1 200 кет. В дальней-
шем петлевые эксперименты получили широкое развитие, причем
на целом ряде исследовательских реакторов созданы и успешно
работают петлевые установки разных типов.
Экспериментальные петли можно разделить на три группы:
1.	Установки для исследования поведения конструкционных
и топливных материалов или малых образцов твэлов под воздейст-
вием различных факторов (интегральной дозы нейтронного и у-
облучений, спектра нейтронов, температурных режимов, механичес-
ких напряжений). Это петли мощностью 10—50 кет с малыми рас-
ходами теплоносителя. Для создания необходимых температурных
режимов в них часто используются внешние электрические или дру-
гие нагреватели.
2.	Установки средней мощности (100—500 кет). Они исполь-
зуются в основном для испытаний отдельных твэлов и уменьшенных
макетов ТВС с разными способами дистанционирования твэлов,
210
определения предельно допустимой глубины выгорания топлива,
проверки в условиях будущих реакторов—в том числе при форсиро-
ванных режимах—различных методов герметизации защитных обо-
лочек. В этих экспериментах изучаются тепловые и гидродинамичес-
кие режимы работы первого контура, физико-химические процессы
в теплоносителях, коррозия материалов, процессы выхода осколков
деления из твэлов с негерметичными оболочками, проверяются систе-
мы контроля герметичности оболочек твэлов и др.
3.	Петлевые установки большой мощности (1000—5000 кет) %ля
ресурсных испытаний полномасштабных ТВС. В этих установках
наиболее полно воспроизводятся условия и режимы работы первых
контуров разрабатываемых энергетических реакторов. Они позво-
ляют вести наиболее сложные эксперименты, в том числе комплекс-
ные исследования и отработку ТВС, систем дистанционирования
твэлов в сборке, элементов конструкций активной зоны (рабочие
каналы, кассеты). Такие петлевые установки, как правило, вклю-
чают несколько экспериментальных каналов.
В настоящее время в петлях большой мощности исследуются
процессы теплоотдачи и кризисные явления для полномасштаб-
ных ТВС сложных конструкций, гидродинамическая устойчивость
параллельных каналов (что особенно важно для кипящих энергети-
ческих реакторов) и другие задачи.
В петлевых установках не всегда можно вести исследования
новых ТВС натурных размеров, а в ряде случаев это и не обязатель-
но. Даже при подготовке к проведению ресурсных испытаний полно-
масштабных опытных ТВС в них иногда вносятся изменения, свя-
занные со специфическими условиями эксперимента и желанием
максимально приблизить режимы испытания в петле к натурным
режимам работы ТВС в разрабатываемом реакторе. Например, для
увеличения тепловой нагрузки поверхности твэла часто увеличи-
вают (по сравнению с натурными ТВС) обогащение урана. Все эти
вопросы решаются при проектировании и создании ТВС для петле-
вых испытаний. Большое значение при создании опытных ТВС-про-
тотипов имеет оснащение их датчиками, позволяющими получать
максимум информации о режимах работы и состоянии твэлов (кон-
троль температур, потока нейтронов, распределения скоростей
теплоносителя и т. д.). В соответствии с желаемыми условиями ра-
боты твэлов определяется обогащение топлива, в конструкции ТВС
предусматривается возможность размещения дополнительных об-
разцов материалов.
Обычно экспериментальные петлевые установки оснащены спе-
циализированными опытными участками для проведения сравни-
тельных испытаний образцов твэлов, конструкционных материалов
и других устройств вне поля излучения. Петли имеют разветвленные
системы пробоотборников, позволяющих контролировать состав
теплоносителей в различных местах основных контуров, включая
каналы, и изучать изменения, происходящие в теплоносителе во
время эксперимента.
211
Схема и конструкция петлевых установок зависят от программы
экспериментальных работ. В процессе создания петлевых установок
можно выделить следующие этапы:
1)	постановка задачи и выбор места расположения эксперимен-
тальных каналов в реакторе;
2)	разработка схемы установки и проведение необходимых теп-
лофизических и гидравлических расчетов;
3)	проектирование основного оборудования, включая петлевые
каналы;
4)	разработка систем электрического снабжения, технологичес-
кого контроля, регулирования основных параметров петлевых
установок, записи и первичной обработки информации;
5)	разработка компоновочных чертежей петлевой установки;
6)	изготовление элементов конструкции петлевой установки;
7)	монтажные и пуско-наладочные работы, включающие все-
стороннюю проверку, обкатку и испытания петли;
8)	пуск петлевой установки при работающем реакторе, оконча-
тельная отработка и проверка взаимодействия основных систем
установки с реактором;
9)	начало проведения экспериментальных работ.
Перед выходом на мощность проводятся окончательная наладка
и опробование всех систем петлевой установки, каналов поступле-
ния информации, проверка сигнализации и средств АЗ. Большое
внимание уделяется изучению физических характеристик петлевых
каналов с ТВС: исследуется распределение полей тепловых
и быстрых нейтронов в канале, определяются неравномерности
тепловыделения по радиусу и высоте ТВС, изучается влияние орга-
нов регулирования реактора на изменение параметров петлевого
канала.
После этих экспериментов производится корректировка рас-
четов режимов работы петлевого канала с опытной ТВС в реакто-
ре. В случае необходимости в исследуемые ТВС вносятся соответст-
вующие изменения. Затем реактор выводится на неполную мощность,
проверяются параметры петлевого канала, производится необхо-
димое регулирование и вывод петли на заданный режим. В течение
всего эксперимента осуществляются необходимые корректировки
параметров, регулирование мощности испытываемой ТВС и анализ
поступающей информации.
Разнообразие петлевых установок, их число и характеристики, ,
а также программа исследовательских работ оказывают решающее
влияние на конструкцию и параметры материаловедческого
реактора.	J
При разработке и создании наиболее сложных петлевых устано-
вок иногда применяется метод объемного проектирования (макета- •<
рование компоновочных решений); это позволяет в условиях огра-
ниченных площадей найти правильные решения по размещению тех- 3
нологического оборудования, трубопроводов и экспериментальных ;
устройств.
212
Каждая петлевая установка имеет, как правило, отдельный пульт
управления. На пульте сосредоточены все основные показания
контрольно-измерительных и дозиметрических приборов, а также
ключи управления, с помощью которых осуществляются операции
по регулированию и поддержанию заданных параметров работы ус-
тановки. Дозиметрический контроль в технологических помещениях
петель производится с помощью гамма-дозиметров, систем газового
и аэрозольного контроля. Кроме того, обычно на каждой установке
имеются приборы контроля герметичности защитных оболочек твэ-
лов и ТВС.
При разработке и создании петель большое внимание уделяется
мерам повышения надежности и безопасности работы во всех пла-
нируемых режимах, поэтому в первых контурах петлевых установок
некоторых реакторов применяются только сварные соединения тру-
бопроводов и арматуры.
Петлевые каналы являются наиболее сложной и ответственной
частью петлевых установок. Наблюдающаяся тенденция к услож-
нению петлевых каналов связана с необходимостью расширения
и углубления реакторных исследований состояния и свойств мате-
риалов и конструкций. Конструкция петлевого канала, его надеж-
ность, а также оснащенность измерительной техникой и правиль-
ность выбранных методик эксперимента в значительной мере опре-
деляют успех всей исследовательской работы.
К надежности петлевых каналов предъявляются особые требо-
вания, так как именно эта часть экспериментальной установки —
помимо самого объекта исследования — находится в самых тяжелых
условиях. Они размещены в поле интенсивного излучения, в них
достигаются максимальные температуры и возникают максимальные
напряжения (за счет суммарного воздействия внутреннего давления
и температурных градиентов). Внутри петлевого канала ускоренно
идут коррозионные и эрозионные процессы, материалы канала пре-
терпевают значительные структурные изменения, меняющие их ме-
ханические свойства. В связи с этим изготовленные петлевые кана-
лы подвергаются жестким предварительным проверкам, в число ко-
торых входят рентгеновское просвечивание всех сварных швов, ис-
пытание на прочность и плотность, вакуумные испытания, проверка
и наладка всех датчиков и их систем. В процессе изготовления ка-
налы наиболее сложной конструкции проверяются и подгоняются
на макете активной зоны реактора. Иногда изготавливаются упро-
щенные макеты каналов для проверки возможности его установки,
уточнения посадочных и подсоединительных размеров, а также
конфигурации трасс коммуникаций непосредственно в реакторе.
Петлевые каналы реактора, как правило, неоднократно исполь-
зуются для экспериментов, однако полное время пребывания их
в активной зоне ограничивается накоплением заданного интеграла
облучения быстрыми нейтронами.
В конструктивном отношении петлевые каналы, выполняются
либо прямоточными, либо типа трубы Фильда. Стремление к пря-
мотоку — организации движения теплоносителя в одном направле-
нии (обычно снизу вверх) — приводит к усложнению конструкции
реактора и дополнительным работам при установке и извлечении
каналов реактора. Однако применение прямоточных каналов в
петлевых установках вполне оправдано. По сравнению с каналами
Фильда они имеют некоторое преимущество. Так, при испытаниях
твэлов одинаковых размеров несущая давление труба прямоточного
канала имеет меньший диаметр и соответственно меньшую толщину
стенки; меньше и захват нейтронов теплоносителем. Это дает опре-
деленный выигрыш в величине потока нейтронов на испытываемых
твэлах — особенно при работе с высокими давлениями и использо-
вании каналов из материалов с большим сечением поглощения нейт-
ронов (например, нержавеющей стали).
При постановке петлевых экспериментов важное значение имеет
возможность достижения необходимых режимов, а в процессе ра-
боты — поддержание заданных параметров, т. е. в конечном счете
обеспечение убедительности испытаний и повышение ценности ин-
формации, получаемой при исследованиях. Убедительность испыта-
ния зависит от методики петлевых экспериментов, физических
характеристик реактора, размеров, количества и конструкции
экспериментальных каналов, режимов их работы и многих других
факторов.
Технически проще точно выдерживать режим испытания твэла
или ТВС, если реактор имеет единственный петлевой канал. Однако
эта схема экономически невыгодна, и обычно число петлевых кана-
лов в реакторе достигает одного или нескольких десятков. Необхо-
димые режимы работы каждого канала обеспечиваются при этом
целым комплексом специальных мер. Чем больше число каналов,
тем труднее поддерживать требуемые для эксперимента парамет-
ры, но стоимость каждого эксперимента при этом ниже.
В активных зонах многопетлевых исследовательских реакторов
поля тепловых и быстрых нейтронов формируются совокупным влия-
нием рабочих и петлевых каналов. Влияние последних настолько
существенно, что оно не может быть описано в рамках первого при-
ближения теории возмущений. Например, в реакторе МР на 32 ра-
бочих канала приходится до 27 петлевых.
Одним из важнейших условий правильной организации и про-
ведения испытаний образцов материалов, твэлов и ТВС в петлевых
установках является не только точное знание распределения полей
температур и излучения (тепловых и быстрых нейтронов, у-излу-
чения), но и обеспечение возможности и средств радикального влия-
ния на эти поля.
В качестве примера решения вопросов, связанных с петлевыми
экспериментами, обратимся к реактору МР, который в настоящее
время является одним из основных советских реакторов для инже-
нерных испытаний и имеет наибольшее в мире количество петлевых
каналов. В других реакторах петли отличаются в основном конст-
рукцией.
214
§ 7.2.	ПЕТЛЕВЫЕ КАНАЛЫ РЕАКТОРА МР
Необходимость размещения в компактной активной зоне боль-
шого числа петлевых каналов привела к разработке много-
петлевого материаловедческого реактора новой конструкции —
МР (канального, погруженного в бассейн. Его активная зона,
допускающая возможность одновременного проведения многих
разнообразных петлевых экспериментов, удобна для внесения ра-
дикальных изменений и дополнений, связанных с расширением и
постановкой новых экспериментальных работ.
Исследования на петлевых установках реактора МР проводятся
по целому ряду направлений. В числе этих направлений большую
роль играют следующие:
1.	Изучение влияния на работоспособность твэлов поверхност-
ных тепловых нагрузок, зазоров между сердечниками и оболочкой,
формы сердечника, методов герметизации (сварки оболочек).
2.	Ресурсные испытания ТВС с достижением глубоких выгора-
ний топлива при разных водно-химических режимах.
3.	Изучение влияния реакторного излучения и состава тепло-
носителя (вода под давлением, кипящая вода, разное содержание
кислорода, водорода, азота, различные значения pH) на коррозию,
наводороживание и изменение механических свойств различных
циркониевых сплавов.
Изучаются также влияние среды и нейтронных потоков на изме-
нение свойств циркониевых сплавов и изделий с разной технологией
изготовления, предварительной обработкой (термохимической, ре-
жимом автоклавирования), работоспособность сварных соединений.
Исследования проводятся как с твэлами и ТВС, так и со специально
разработанными для этих целей образцами конструкционных мате-
риалов и макетами твэлов. Они загружаются в петлевые каналы —
в активную зону и над ней — ив экспериментальные участки петель,
расположенные в разных местах первого контура.
В реакторе МР используются петлевые каналы двух принципи-
ально различных конструкций: типа трубы Фильда и прямоточные
(U-образные). Кроме того, имеются каналы, конструкции которых
являются их комбинациями: прямоточные с двумя или тремя после-
довательно расположенными рабочими участками, прямоточные
с двумя параллельными участками и др.
Прямоточные петлевые каналы с двумя и тремя последовательно
соединенными рабочими участками эффективно удваивают и утраи-
вают высоту активной зоны петлевого реактора, создавая лучшие
условия для проведения испытания полномасштабных ТВС энерге-
тических реакторов.
Специфика реактора МР состоит в том, что петлевые каналы с под-
водящими и отводящими теплоноситель коммуникациями распо-
лагаются в бассейне с водой, имеющей температуру 30—50° С. В свя-
зи с этим возникает необходимость изолировать высокотемператур-
ные контуры. Все петлевые каналы имеют внешний герметичный
215
7
Рис. 7.1. Прямоточный петлевой канал с двумя
рабочими участками:
1_термопара; 2— внешний чехол канала; 3—корпус канала;
4 — место расположения ТВС; 5 —сильфон; 6—трубопровод;
7 — вывод термопар; 8— вакуумная трубка.
чехол, отделяющий трубы, несущие высокое давление и находящие
ся при высоких температурах, от холодной воды бассейна реактора
Роль тепловой изоляции выполняет вакуумный зазор между внеш-
ним чехлом и самим каналом. Внешние, герметичные чехлы петле-
вых каналов обычно выполняются из тонкостенной нержавеющей
стали с переходом на алюминий в области активной зоны. Компен-
сация разницы в температурных расширениях труб, несущих давле-
ние и находящихся при высоких температурах, и наружных ва-
1 — узел ввода термопар; 2 — колонка; 3— пружина;
4 — втулка; 5—шарик; 6 —труба 0 25/1.
куумных чехлов, температура которых определяется водой бас-
сейна реактора, осуществляется с помощью герметичных сильфон-
ных соединений в конструкции наружных чехлов.
Вакуумные зазоры каждого экспериментального канала подсое-
динены к системе контроля герметичности, которая обеспечивает
непрерывное измерение давления в диапазоне 10"3 — 10 мм pm. ст,,
посылая предупредительные и аварийные сигналы при превышении
заданного уровня.
В случае отключения основных циркуляционных насосов петли
одновременно с автоматической остановкой реактора вакуумные
полости заполняются гелием для улучшения теплоотдачи к воде
бассейна при аварийном расхолаживании петли.
Каждая петлевая установка имеет индивидуальное помещение
(каньон), в котором предусмотрены системы спецканализации и
спецвентиляции, необходимые для проведения работ по извлечению
каналов из реактора и контроля герметичности уплотнений во время
нормальной работы. В этом же каньоне сосредоточены разъемы,
217
позволяющие дистанционно отсоединять часть контура, содержащую
петлевой канал и системы контроля герметичности и вакуумирова-
ния.
Рядом с каньонами смонтированы клеммные коробки для подсое-
динения всех термопар и других датчиков, размещенных внутри
петлевых каналов. В некоторых случаях предусматривается воз-
можность ввода в канал до 60 термопар, нескольких датчиков пото-
ка нейтронов и электрических нагревателей.
Конструкции некоторых петлевых каналов реактора МР пока-
заны на рис. 7.1 и 7.2. Загрузка и извлечение петлевых каналов
реактора МР осуществляются мостовым краном или лебедкой с элек-
трическим приводом с помощью довольно простых приспособлений.
§ 7.3.	ПЕТЛЕВЫЕ УСТАНОВКИ РЕАКТОРА МР
Краткие характеристики петлевых установок реактора МР при-
ведены в табл. 7.1. Некоторые установки реактора могут работать
с 5—7 петлевыми каналами, что позволяет одновременно вести
несколько экспериментов.
Таблица 7.1
Основные параметры петель реактора МР
Условное название петли	Теплоноситель	Мощность, кет	Количество петле- вых каналов	Максимальный диа- метр петлевых ка- налов, мм	Рабочее давление в контуре, кГ/см2	Расход теплоноси- теля, т/ч	Максимальная тем- пература теплоноси- теля, °C
пвц	Вода — паро-водяная смесь; пар	До 3000	7	150	100	30	До 450
пвк	Вода— паро-водяная смесь	До 3000	5	220	100	150	310
ПВУ	Вода — паро-водяная смесь	До 3000	3	ПО	100	30	310
ПВО	Вода	До 2000	3	ПО	200	30	350
пвц-м	»	200	2	80	100	5	300
по	Органические жидкости	1000	2	150	20	30	400
пг	Гелий	1000	1	НО	100	2	800
ппг	Инертные газы	50	1	150	50	—	800
Оборудование и трубопроводы всех петлевых установок изго-
товлены из нержавеющей стали, за исключением части оборудова-
ния петли ПВУ, которое выполнено из углеродистой стали. В водя-
ных и кипящих петлях применяются каналы из нержавеющей
стали, сталей перлитного класса и из сплава циркония с 2,5%
ниобия.
218
Основное внимание при разработке и создании петлевых уста-
новок реактора МР уделялось надежности петель, обеспечению их
герметичности и безотказной работы при длительной эксплуатации.
За все время эксплуатации с 1964 г. в петлевых установках реактора
МР практически не было выходов из строя оборудования или слу-
чаев негерметичности трубопроводов. Бессальниковые насосы
в водяных петлях проработали в отдельных случаях более 30 000 ч
без капитального ремонта. В насосах проводилась только замена
опорных подшипников (через 7 000—10 000 ч).
Петлевые установки с водой под давлением,
кипящей водой и органическими теплоносителями
Петлевые установки ПВЦ, ПВК, ПВУ, ПВО, ПВЦ-М и ПО имеют
схожие технологические схемы, в них используются некоторые оди-
наковые узлы и аналогичные конструктивные решения. Все эти
установки допускают работу при высоких давлениях и температу-
рах, они оснащены бессальниковыми циркуляционными насосами
и сильфонной арматурой, в них применены однотипные системы
аварийного расхолаживания. Оборудование и схемы петель ПВЦ,
ПВК и ПВУ обеспечивают проведение экспериментов в условиях
объемного кипения воды в петлевых каналах с большим весо-
вым паросодержанием. Кроме того, на петле ПВЦ можно про-
водить исследования ТВС для реакторов с ядерным перегревом пара.
В отличие от других петель основное технологическое оборудование
петли ПВУ (теплообменная аппаратура, регенератор, сепараторы,
конденсатор) изготовлено из углеродистой стали. На этой установ-
ке изучается возможность применения в первых контурах энерге-
тических реакторов оборудования из сталей перлитного класса и
отрабатываются оптимальные водно-химические режимы для этих
условий. Исследуется коррозионное поведение перлитных сталей
в воде и паро-водяной смеси высоких параметров.
Петли ПВЦ и ПВУ допускают работу с разомкнутым контуром
и удалением газов радиолиза, обеспечивая тем самым полную ими-
тацию кипящего одноконтурного энергетического реактора. Петля
ПО предназначена не только для испытаний твэлов, но и для отра-
ботки оптимальных режимов работы органических теплоносителей,
систем очистки их от продуктов полимеризации, изучения отложений
на твэлах и поведения материалов в таких условиях.
Рассмотрим подробнее одну из петлевых установок реактора
МР — ПВЦ. На рис. 7.3 приведена принципиальная схема этой
установки с семью петлевыми каналами. Основной циркуляцион-
ный насос петли подает горячую дистиллированную воду на вход
всех каналов, причем вода, идущая в двойной и тройной кипя-
щие каналы, проходит через регенератор для дополнительного
подогрева.
В кипящих каналах значительная доля тепловыделения идет
на образование пара, и его весовое содержание на выходе велико.
219
Двухфазный теплоноситель паро-водяная смесь) направляется в се-
паратор, после которого пар поступает в конденсатор, а вода —
в основные теплообменники и далее' на вход циркуляционного
насоса. При работе по разомкнутой схеме часть теплоносителя
сбрасывается из конденсатора в систему удаления газов ра-
диолиза.
Для обеспечения режимов испытаний с ядерным перегревом па-
ра на вход в пароперегревательный канал из верхней части сепара-
Р	Р
Рис. 7.3. Принципиальная схема петли ПВЦ:
-------трасса воды;-------трасса пара; — • —•—трасса перегретого пара; / —
канал перегретого пара; 2, 3, 4—кипящие каналы; С —сепаратор; К —конденсатор;
Р — регенератор; Д — деаэратор; ПД — система поддержания давления; СР — система
водоочистки; МФ— механический Фильтр; ЦН — циркуляционный насос; АЦН— аварий-
ный циркуляционный насос; ОК —обратный клапан; Т — теплообменник.
тора подается насыщенный пар, который предварительно подогре-
вается в регенераторе. В начале осуществляется перегрев до темпе-
ратур 400—450° С, далее перегретый пар охлаждается в двух реге-
нераторах, направляется в конденсатор и выбрасывается в систему
удаления газов радиолиза. Дистиллят из этой системы закачивает-
ся в основной контур петли подпиточными насосамй.
Поддержание давления в контурах петель обеспечивается газо-
выми или паровыми подушками компенсаторов объема и подпиточ-
ными насосами. Удаление теплоносителя, загрязненного газообраз-
ными (в случае нарушения герметичности твэлов во время испыта-
220
ний) продуктами деления, а также продуктами коррозии контура,
и удаление промывочных растворов из системы водяных петель
производится по специальной герметичной напорной канализации
в вакуумированные отстойники, а затем после выдержки в си-
стему разбавления и очистки. Такая схема обеспечивает проведение
этих операций без загрязнения помещений реактора радиоактив-
ными продуктами.
Для петель большой мощности особое значение приобретает
надежность систем аварийного расхолаживания. На петлях с водя-
ным, паро-водяным и органическим теплоносителями эти системы
устроены по одному принципу. При нормальной работе установки
включены один из двух основных и один из двух аварийных насо-
сов. При поломке или отключении работающего насоса автомати-
чески включается запасной. В случае выхода из строя двух основ-
ных насосов или полного отключения электрического питания (оно
осуществляется двумя независимыми энергетическими системами)
реактор автоматически останавливается и включается второй ава-
рийный насос, подключенный, как и первый, к системе надежного
электроснабжения (трехмашинный агрегат и аккумуляторная
батарея).
Аварийные насосы, осуществляя циркуляцию теплоносителя,
обеспечивают съем остаточного тепловыделения в петлевых каналах.
Кроме того, предусмотрены подача теплоносителя в каналы подпи-
точными насосами и автоматическое заполнение вакуумных зазоров
между внешним чехлом и самим каналом гелием для интенсифика-
ции передачи тепла воде бассейна.
Вода, используемая в качестве теплоносителя в эксперименталь-
ных петлях, проходит предварительную специальную подготовку
и обработку. Бойлерная установка готовит дистиллированную воду
двойной перегонки. Этот дистиллят поступает в испаритель, и об-
разующийся пар вместе с растворенными в воде газами сбрасы-
вается в конденсатор-дегазатор. Обезгаженный таким образом дис-
тиллят подается в холодильник и дальше в общий для всех петле-
вых установок бак-хранилище, где он находится под небольшим
избыточным давлением гелия. Из общего бака дистиллированная
вода по соответствующим ветвям распределяется в емкости водяных
петель.
Поступающий в подпиточные емкости водяных петель дистил-
лят может проходить предварительную подготовку в ионообменных
фильтрах. Кроме того, предусмотрена возможность добавлять раз-
личные химикалии непосредственно в подпиточные емкости любой
петли. Таким образом, вода каждой петли может иметь необходимый
для конкретных исследований состав.
Каждая водяная петля оснащена независимой системой механи-
ческих и ионообменных фильтров, работающих на байпасе основных
циркуляционных насосов. Фильтры позволяют очищать теплоно-
ситель от продуктов коррозии и осколков деления урана, а также
поддерживать необходимый состав воды.
221
Система ионообменных фильтров водяных петель скомпонова-
на в одном помещении, снабженном необходимой биологической за-
щитой. Каждая водяная петля имеет две независимые линии ионо-
обменных фильтров, любую из которых можно включать во время
работы реактора. Кроме того, имеются гидравлическая система,
обеспечивающая дистанционную выгрузку и загрузку ионообмен-
ных смол, и приспособления для дистанционной герметизации
и транспортировки патронов с отработанными высокоактивными
смолами.
Петлевые установки с газовыми
теплоносителями ПГ и ППГ
Установка ПГ реактора МР предназначена для проведения ком-
плексных исследований твэлов и теплоносителей высокотемпера-
турных газовых энергетических реакторов. На установке можно
воспроизводить весьма напряженные условия работы испытывае-
мых твэлов — тепловые нагрузки до 6-Ю3 квт/м\ температура
поверхности до 1800° С.
Сложную конструкцию имеют коммуникации петли ПГ на участ-
ке от канала до регенератора, по которым циркулирует гелий, имею-
щий температуру до 800° С при давлении 100 кГ/см*. Они выполнены
в виде трех тонкостенных коаксиальных труб, изготовленных из
жаропрочной стали. Газ движется по внутренней трубе, две наруж-
ные трубы выполняют роль тепловых экранов. Система труб из жа-
ропрочных сталей вставляется в толстостенную трубу из нержавею-
щей стали, которая несет давление (100 кГ/см2) и имеет температуру
не выше 500° С. Внутренние трубы находятся в разгруженном со-
стоянии и имеют телескопическую компенсацию температурных
расширений.
Петлевая установка ППГ создана для испытаний отдельных об-
разцов топлива и материалов высокотемпературных газовых реак-
торов.
Петлевые установки с газовыми теплоносителями снабжены соот-
ветствующими системами фильтров (механических, керамических,
тканевых) для очистки теплоносителя во время работы от возможных
примесей. На байпасе основных насосов петли ПГ, кроме того, ус-
тановлен блок угольных адсорберов для удаления из газа продуктов
радиоактивного распада (при температурах жидкого азота).
Оборудование газовых петель реактора МР, предназначенное
для предварительного вакуумирования основных контуров уста-
новок перед заполнением их теплоносителем, используется также
для эвакуации сильно загрязненного теплоносителя в систему газо-
очистки перед выбросом в атмосферу. Система газоочистки, к кото-
рой подсоединены и газовые линии из жидкостных петель, состоит
из газгольдеров, различных фильтров, емкостей высокого давления,
в которых выдерживают теплоноситель, загрязненный продуктами
деления урана, и компрессорного хозяйства.
222
§ 7.4.	ВЗАИМОДЕЙСТВИЕ ПЕТЛЕВЫХ КАНАЛОВ
С АКТИВНОЙ ЗОНОЙ РЕАКТОРА МР
Физические характеристики петлевых каналов, используемых
в реакторе МР, проверяются в экспериментах непосредственно на
реакторе. Наряду со сложностями, которые при этом возникают,
имеются и преимущества, главное из которых состоит в том, что фи-
зические характеристики проверяются именно для тех условий, ко-
торые будут иметь место при испытаниях.
Одной из важных характеристик исследуемой ТВС является
коэффициент радиальной неравномерности энерговыделения, кото-
рый принимает максимальное значение в начале испытания и умень-
шается по мере выгорания топлива. В силу этого неравномерность
энерговыделения важно знать именно в начальный период испытания.
Следует иметь в виду, что требования, предъявляемые к условиям
испытаний твэлов и материалов, нередко бывают противоречивыми.
Так, желание получить большие тепловые нагрузки на поверхности
твэлов при ограниченной мощности реактора приводит к необходи-
мости увеличения в них концентрации делящегося материала, в
результате чего увеличивается блок-эффект в ячейке твэла и повы-
шается неравномерность энерговыделения по всей исследуемой ТВС.
Уровень мощности в петле можно корректировать положением со-
седних стержней СУЗ. Однако частичное погружение органов регу-
лирования в активную зону, в свою очередь, приводит к искажению
нейтронного поля и увеличению неравномерности энерговыделения.
Материал петлевого канала заметным образом экранирует нейт-
ронный поток на твэле. Канал из нержавеющей стали вызывает
большую, чем такой же циркониевый, депрессию нейтронного пото-
ка. Замена канала из нержавеющей стали на циркониевый обеспечи-
вает рост потока тепловых нейтронов в канале в ~1,5 раза и увели-
чивает запас реактивности. Относительно больший поток нейтронов
внутри позволяет применять в испытываемых ТВС топливо меньше-
го обогащения, что приводит к меньшей неравномерности энерго-
выделения по сечению ТВС.
Анализ хода экспериментов, проведенных на реакторе МР в пе-
риод 1964—1966 гг. (мер, обеспечивающих необходимый поток нейт-
ронов в области петлевых каналов, поддержание и регулирование
мощности испытываемых твэлов в течение всего времени их исследо-
вания, возможность временного форсирования работы твэлов в пет-
лях) привел к выводу, что жесткое разграничение функций стержней
КС и стержней АЗ уменьшает число степеней свободы, необходимых
для одновременного поддержания критичности и формы поля энер-
говыделения, и тем самым в значительной степени ограничивает
возможности создания необходимых условий испытаний в петлевых
каналах. В большинстве случаев это разграничение приводило к не-
нужному повышению тепловыделения в центральных петлевых и ра-
бочих каналах реактора, снижению возможностей перераспределе-
ния интенсивности тепловыделения по активной зоне и иногда
служило препятствием к подъему мощности реактора до нужного
уровня. Для исключения этих недостатков СУЗ реактора МР была
существенно изменена (это уже отмечалось в гл. 6). Все стержни были
унифицированы по назначению и стали работать в двух режимах —
компенсации и аварийной защиты. Возможность изменения функций
стержней позволила более плавно регулировать распределение по-
лей тепловых нейтронов в активной зоне при работе реактора на
мощности. Для этих же целей стали использовать рабочие каналы
с подвижными ТВС, роль которых ранее ограничивалась компен-
сацией выгорания топлива в реакторе.
Всякое изменение положения стержней или подвижных сборок
приводит к перераспределению полей тепловых нейтронов во всей
активнрй зоне, однако уровни тепловыделения в местах, располо-
женных на значительных расстояниях от вводимых возмущений,
могут поддерживаться постоянными за счет одновременного пере-
движения других стержней или подвижных ТВС или за счет кор-
ректировки общего уровня мощности реактора.
Усовершенствованная СУЗ реактора вместе с подвижными ра-
бочими ТВС и дополнительными стержнями в бериллиевых блоках
обеспечивает поддержание мощности в большей части петлевых
каналов с погрешностью±10% номинальной. С помощью отдельных
компенсирующих стержней и подвижных ТВС, расположенных
вблизи петлевых каналов, можно изменять уровни тепловыделения
в пределах ±30%.
Дополнительные стержни в бериллиевых блоках вокруг петле-
вого канала позволяют менять его мощность в пределах 10—40%.
При проведении тепловых экспериментов в реакторе МР разра-
ботаны и применяются также и другие методы регулирования мощ-
ности отдельных петлевых каналов, снижения неравномерностей
тепловыделения и формирования спектра нейтронов, в том числе:
экраны из поглощающих материалов, окружение петлевых каналов
рабочими ТВС с разным выгоранием топлива, изменение состава
и соотношения материалов в петлевой ячейке (вода, сталь, воздух,
графит, бериллий и др.), использование топлива с различным
обогащением для изготовления ТВС, замена отдельных стержней
в опытных ТВС вытеснителями из различных материалов.
Модернизация реактора МР (1966—1967 г.) кроме переделок
СУЗ преследовала и другие цели, основными из которых являлись:
1)	существенное расширение экспериментальных возможностей
за счет увеличения числа ячеек для петлевых каналов, создание
двойных и тройных прямоточных каналов;
2)	повышение мощности реактора и петлевых установок;
3)	усовершенствование ряда действующих и создание несколь-
ких новых установок.
В результате модернизации реактора МР и последующих меро-
приятий число ячеек для установки петлевых каналов было увели-
чено с 13 до 27, а количество рабочих каналов до 32—36 (в зависи-
мости от числа загруженных в реактор петлевых каналов).
224
Следует отметить, что обычно не все 27 ячеек одновременно за-
гружаются петлевыми каналами; часть из них периодически бывает
свободна — при окончании некоторых экспериментов, подготовке
новых испытаний, внесении усовершенствований или изменений
в схемы петель и т. д. Однако чем больше в реакторе ячеек, в которые
можно устанавливать петлевые каналы, тем большее число их ис-
пользуется для одновременно проводимых испытаний.
При однородном распределении топлива вдоль оси испытывае-
мой ТВС и высоте сборки, равной высоте активной зоны реактора,
осевая неравномерность потока тепловых нейтронов (и энерговыде-
ления) совпадает с неравномерностью для активной зоны и равна
1,37. Полное введение или извлечение компенсирующего стержня,
а также подвижной ТВС реактора, как правило, слабо влияют на
осевое распределение тепловыделения в испытываемых ТВС (коэф-
фициент неравномерности изменяется всего на 2—3%). Для умень-
шения коэффициента неравномерности энерговыделения по высоте
испытываемой ТВС используется профилированная загрузка урана.
При эксплуатации реактора органы регулирования нередко за-
нимают промежуточное положение, что сказывается на высотном
распределении энерговыделения. Половинное погружение компен-
сирующего стержня увеличивает неравномерность в ближайшем
петлевом канале на 6—8%. В связи с этим большинство компенси-
рующих стержней и все подвижные ТВС во время работы находят-
ся в своих крайних положениях.
Испытания ТВС продолжаются долго — от нескольких месяцев
до нескольких лет. За это время в активной зоне реактора проис-
ходят неоднократные перестановки и замены рабочих каналов. Но
среднее выгорание 235U по активной зоне практически сохраняет-
ся (~20%). Незначительно меняются и коэффициенты неравно-
мерности потоков быстрых и тепловых нейтронов по высоте ТВС.
Точно учесть в предварительных расчетах влияние многих об-
стоятельств на мощность и поле тепловыделения в различных пет-
левых каналах, как правило, невозможно. В связи с этим изучение
физических параметров конкретных вариантов активной зоны реак-
тора и влияния на распределение нейтронного потока различных
факторов, а также разработка и освоение методов управления, обес-
печивающих увеличение потоков нейтронов в одних местах и сни-
жение их в других, остаются одной из важнейших задач постановки
и проведения петлевых экспериментов.
Представительность петлевых экспериментов определяется в ос-
новном временем работы испытываемой ТВС на номинальном уров-
не мощности, необходимой интенсивностью потоков нейтронов и не-
равномерностью тепловыделения в сборке. Чем меньше коэффициент
неравномерности, тем большее число отдельных твэлов в сборке
испытывается в условиях номинальных режимов, т. е. тем выше ста-
тистика и надежность эксперимента. Поддержание минимальных
неравномерностей тепловыделения в опытных ТВС имеет особое зна-
чение при экспериментах в условиях объемного кипения теплоноси-
8 Зак. 629	225
теля с большими паросодержаниями (^40% по весу). В этих слу-
чаях большая неравномерность тепловыделения по радиусу сборки
твэлов может привести к сильному перераспределению теплоноси-
теля по сечению канала из-за повышения местных гидравлических
сопротивлений и перегреву отдельных твэлов.
§ 7.5. АМПУЛЬНЫЕ УСТРОЙСТВА
Интенсивное энерговыделение сопровождает только облучение
нейтронами материалов, содержащих делящиеся изотопы. При об-
лучении неделящихся материалов энерговыделение сравнитель-
но невелико, и специального контура охлаждения не требуется.
В связи с этим образцы с неделящимися материалами (и небольшие
образцы с делящимися) можно облучать не только в петлевых кана-
лах, но и в ампулах — специальных устройствах, не имеющих авто-
номного контура охлаждения. В ампульных экспериментах все
тепло, выделяемое в исследуемых образцах и конструкционных мате-
риалах ампульных устройств, в конечном счете отводится тепло-
носителем реактора. Объем ампулы обычно меньше объема петлево-
го канала, поэтому количество ампул, одновременно облучаемых
в реакторе, может быть больше числа петлевых каналов.
В ампульных устройствах можно проводить эксперименты, ти-
пичные для петлевых каналов малой мощности. Правда, из-за отсут-
ствия специального контура охлаждения нельзя исследовать про-
цессы, связанные с движением теплоносителя (например, эрозию).
Обычно ампульные устройства используются для исследования ме-
ханических, теплофизических и электрических свойств материалов.
Ампульные устройства по сравнению с петлевыми имеют и пре-
имущества, и недостатки. Основное преимущество ампульных
устройств — их простота: они не требуют дополнительного тех-
нологического оборудования (насосов, теплообменников, фильтров
и т. д.) и, как следствие этого, значительно дешевле. Благодаря
относительной дешевизне ампул их можно изготовлять для каждого
конкретного эксперимента, оснащая его наиболее подходящими из-
мерительными устройствами Это является вторым преимуществом,
так как петлевые установки в силу их дороговизны используются
многократно для проведения испытаний, и если в процессе экспери-
мента возникает необходимость в непредусмотренной вначале до-
полнительной информации, получить ее, как правило, не удается.
Недостатки ампульных устройств связаны с ограниченными
возможностями отвода тепла. По этой причине, конечно, бессмыслен-
но ставить вопрос об испытании в ампульном устройстве ТВС при
высоких тепловых нагрузках. Далеко не всегда в ампульном ус-
тройстве можно нагреть образцы с низким удельным тепловыделе-
нием до высоких температур. Правда, в реакторах с высокой удель-
ной мощностью и, следовательно, с мощным у-излучением, исполь-
зуя тепловую изоляцию, можно получить практически любую тем-
пературу. В петлевых установках даже при низких уровнях у-из-
226
лучения высокую температуру образца можно получить за счет на
грева теплоносителя от внешнего источника.
В ампульных устройствах регулировать температуру образца
и поддерживать ее в заданных пределах можно за счет использова-
ния переменных тер-
мических сопротивле-
ний. Если во время
облучения образцов
температуру не обя-
зательно поддержи-
вать постоянной, то
используются ам-
пульные устройства с
постоянным термиче-
ским сопротивлением.
При этом, естествен-
но, возможны откло-
нения температуры от
расчетного значения
в связи с погрешно-
стями в расчете и из-
менениями режима
работы реактора. Ес-
ли же облучение об-
разцов необходимо
производить при по-
стоянной температу-
ре, то используют ам-
пульные устройства с
регулированием тем-
пературы. Это услож-
няет конструкцию ам-
пулы, уменьшает ее
надежность, сокра-
щает полезный объем
и увеличивает вред-
ное поглощение ней-
тронов. В качестве
термических сопро-
тивлений обычно ис-
пользуются зазоры,
заполненные газом,
легкоплавким метал-
лом или порошком.
Заполнитель выбира-
ют в зависимости от
требуемой темпера-
туры, совместимости
8*
Рис. 7.4. Ампульные устройства реактора СМ-2:
для облучения образцов при температуре,близкой
к температуре теплоносителя (а); для одновре-
менного облучения образцов при различных тем-
пературах (б); с переменным газовым зазором (в):
/—узел герметичного вывода термопар; 2— труба с
фланцем для крепления на крышке реактора; 3—теомо-
пары, 4 контейнеры с образцами; 5—корпус ампулы;
£—образцы; 7 —винтовое устройство; 5— вспомогатель-
ный корпус, 9 подвеска; 10 — ампула с образцами.
227
Материалов и простоты регулирования температуры. Очень удоб-
ным заполнителем являются газы, которые позволяют регулиро-
вать температуру за счет изменения зазора. Однако газовые
термосопротивления не обеспечивают регулирования при высо-
ких температурах (~ 1200° С) в связи с возрастанием роли тепло-
вого излучения, а в случае достаточно высокого энерговыделе-'
ния — и при умеренных температурах (~350° С) из-за малого
значения коэффициента теплопроводности газов. Для обеспечения
низких температур часто используются легкоплавкие металлы,
металлические порошки, а иногда охлаждают образцы водой реак-
тора. В последнем случае регулирование температуры осуществля-
ется изменением интенсивности отдачи тепла к воде.
В качестве примера рассмотрим в общих чертах некоторые ам-
пульные устройства, используемые в реакторе СМ-2. Для облучения
образцов при умеренных температурах используются ампулы, со-
держащие несколько контейнеров (рис. 7.4). Образцы охлаждаются
водой первого контура, проходящей через отверстия в донышках
и крышках контейнеров.
На рис. 7.4, б показана ампула для облучения образцов одина-
ковым (или почти одинаковым) потоком нейтронов при разных тем-
пературах. Образцы в ампуле образуют коаксиальную систему.
Они разделены гелиевыми зазорами; выделяемое в образцах тепло
передается через зазоры к корпусу ампулы и далее к воде первого
контура. Естественно, температура образцов возрастает по мере
удаления от корпуса ампулы.
Температура образцов в ампульных устройствах, изображенных
на рис. 7.4, а и б, не регулируется. Регулировать температуру мож-
но в ампульном устройстве, представленном на рис. 7.4, в. Подвес-
ка с ампулой размещена во вспомогательном корпусе. В пределах
активной зоны вспомогательный корпус и корпус ампулы имеют
коническую форму. При перемещении ампулы относительно вспомо-
гательного корпуса зазор между ампулой и этим корпусом меняет-
ся, изменяется термическое сопротивление на пути теплового пото-
ка от образцов к теплоносителю, омывающему вспомогательный
корпус, и температура образцов изменяется. Вся ампула, за исклю-
чением ее корпуса, выполнена из стали 1Х18Н9Т. Материал корпуса
выбирается в зависимости от условий эксперимента с учетом стойко-
сти при заданной температуре. При различных уровнях энерговы-
деления и температуры образцов зазор между вспомогательным кор-
пусом и ампулой может быть заполнен гелием или азотом. Внутрен-
ний объем ампулы либо сообщается с этим зазором, либо изолирован.
ЛИТЕРАТУРА
1.	Гончаров В. В. и др. Доклад № Р/323 (СССР), представленный на
Третью международную конференцию по мирному использованию атом-
ной энергии. Женева, 1964.
2.	Б о в и н А. П. и др. Доклад № Р/321 (СССР), представленный на
Третью международную конференцию по мирному использованию атом-
ной энергии. Женева, 1964.
3.	Цы к а н ов В. А. и др. «Атомная энергия», 29, 169 (1970).
ГЛАВА 8
ТЕНДЕНЦИИ РАЗВИТИЯ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ РЕАКТОРОВ
§ 8.1. РОСТ ПОТОКА НЕЙТРОНОВ
Потребности эксперимента в различных областях науки и ее
технических приложений диктуют необходимость постоянно увели-
чивать потоки быстрых и тепловых нейтронов в исследовательских
реакторах.
В середине пятидесятых годов стационарный поток тепловых
нейтронов ~1014 нейтрон/(см2• сек) считался очень высоким. Начи-
ная с 1962 г. осваиваются потоки ~(2 4- 3)-1015 нейтрон/(см2-сек),
в настоящее время значения Ф~ 1016 нейтрон/(см2 - сек) можно
считать технически обеспеченными.
Рассмотрим, например, реактор типа СМ-2 с водяным теплоно-
сителем-замедлителем, водяной ловушкой нейтронов и бериллиевым
отражателем. При высоте активной зоны 35, ее диаметре 33 и диа-
метре ловушки 12 см потоку тепловых нейтронов в ловушке
1016 нейтрон/(см2 - сек) соответствует мощность реактора ~100 Мет.
Для отвода такого количества тепла скорость воды в активной зоне
должна достигать 12 м/сек, а максимальная тепловая нагрузка по-
верхности твэлов 14 Мвт/м2. Эти данные предполагают глуби-
ну выгорания 235U в твэлах, несколько большую 25%, и режим
квазинепрерывной перегрузки, поддерживающий постоянный со-
став активной зоны. Годовое потребление топлива составит около
140 кг 235U, из которых будет сожжено ~40 кг (300 эфф. суток рабо-
ты в год).
Стремление увеличить интенсивность потока нейтронов в пучке
реактора для физических исследований становится понятным даже
при беглом знакомстве с современными задачами науки. Так, в
главе 1 уже упоминались исследования динамики движения ато-
мов в жидкостях и кристаллах с помощью анализа закона неупруго-
го рассеяния монохроматических нейтронов. Применение этой ме-
тодики открыло качественно новые возможности в эксперименталь-
ном изучении жидкостей и твердых тел. Следует также подчеркнуть,
что данные о сечении неупругого рассеяния медленных нейтронов —
о(Е, Е', '&) — необходимы для решения задач термализации нейтро-
нов в замедлителях и размножающих средах.
Сравнение условий измерения с(Е, Е' ,$) и полного сечения этой
же реакции о(Е) выявляет необходимость дополнительной сорти-
ровки нейтронов. Такой же эффект возникает при работе с пучком
229
15 трон
; сн2-сек
Рис. 8.1. Зависимость веса 252Cf, про-
изведенного за год из 242Ри, от потока
тепловых нейтронов; g = Be® Cf/вес Pu.
поляризованных нейтронов или даже при простом улучшении раз-
решающей способности установки по энергии ЛЕ/Е в измерениях
о(£).
Во всех случаях введение дополнительной или более тщательной
равных условиях поток на де-
тектор и ухудшает отношение
сигнал — фон.
Прямой (но не всегда са-
мый рациональный) способ
компенсировать усложнение
требований к постановке опы-
тов — увеличение потока ней-
тронов в реакторе.
Отвлекаясь от экспери-
ментов на пучках, следует
упомянуть фундаментальные
для физики исследования
свойств нейтрино, требующие
очень высоких потоков, им-
пульсного режима и специ-
ального устройства реактора.
Необходимость высоких
потоков при производстве
трансплутониевых элементов
удобно проиллюстрировать
на примере переработки плу-
тония-242 в калифорний-252.
Анализ ядерных превраще-
ний при последовательном
захвате 10 нейтронов по-
казывает, что даже при
потоке на мишень 2 X
X 1015 нейтрон/(см2 • сек) и,
следовательно, в 2—3 раза большем невозмущенном потоке в пер-
вый год облучения может быть получен всего 1 мг 252Cf из 10 а 242Ри.
Более детальная зависимость изображена на рис. 8.1. Легко убедить-
ся, что приФ^4-1015 нейтрон/(см2• сек) выход калифорния при-
близительно пропорционален Ф3, а далее растет несколько медлен-
нее.
Специалистов, изучающих поведение твэлов и реакторных мате-
риалов в поле излучения, устраивают потоки тепловых и быстрых
нейтронов порядка нескольких единиц на 1015 нейтрон/(см2 • сек).
Действительно, радиационные повреждения обусловлены в основ-
ном интегралом по времени от потока нейтронов с энергией ^1 Мэв.
Пусть некоторая внутриреакторная конструкция атомной электро-
станции должна бессменно и надежно служить даже 20-?-30 лет.
Тогда год облучения в исследовательском реакторе с потоком ~(2-г
4-3) ДО15 нейтрон/(см2-сек) позволяет провести опыт для энерге-
230
тического реактора с потоком 1014 нейтрон/(см*-сек). Это очень
высокий поток, а год — разумное время проведения эксперимента.
Однако не исключено, что изучение радиационных эффектов,
зависящих непосредственно от уровня потока, или разработка вы-
соконапряженных энергетических реакторов (например, двигателей
для космических кораблей) потребует в будущем создания петле-
вых и материаловедческих реакторов с потоком~1016 нейтрон/(см* х
X сек).
Возможности и условия повышения потока еще в десять раз
[т. е. до~1017 нейтрон/(см* - сек)] обсудим также на примере реакто-
ра типа СМ-2 и в качестве альтернативы на примере некоторого ги-
потетического реактора с предельно малым сечением поглощения
нейтронов в активной зоне.
Для получения в ловушке СМ-2 потока тепловых нейтронов по-
рядка 1017 нейтрон/(см*-сек) максимальная (с учетом неравномер-
ности энерговыделения) удельная мощность должна быть доведена
до нескольких десятков мегаватт на литр. Подобная задача пред-
ставляется трудной, но не невыполнимой. Основной проблемой
явится создание твэлов, которые должны быть достаточно тонкими
из-за внутренних температурных градиентов и необходимости раз-
вития поверхности теплоотвода, но в то же время устойчивыми при
перепадах давления: увеличение скорости воды приведет к росту
сопротивления трения в активной зоне в десятки раз. Короткая
(2—3 суток) кампания и малое число температурных качек могут
несколько облегчить решение проблемы.
Параметры активной зоны такого сверхфорсированного вариан-
та реактора типа СМ-2 должны быть приблизительно следующими:
Максимальная плотность теплового потока через
поверхность твэлов, Мвт/м?............  .	60
Толщина	сердечника твэлов, мм............... 0,25
Толщина	покрытия твэлов, мм................ 0,1
Толщина	водяного зазора, мм................ 0,8
Скорость	теплоносителя, м/сек............... 40
Другим возможным вариантом реактора со стационарным пото-
ком тепловых нейтронов Ф ~ 1017 нейтрон/(см* • сек) (но не в ло-
вушке или отражателе, а в активной зоне) может быть гетерогенный
аппарат с тяжеловодным охладителем и бериллием в качестве кон-
струкционного материала твэлов. В замедление нейтронов должны
при этом вносить вклад как тяжелая вода, так и бериллий.
С физической точки зрения в отличие от конструкционной такой
реактор можно считать гомогенным, поскольку шаг решетки будет
заведомо гораздо меньше длин замедления и диффузии. Впрочем,
это же можно сказать и о реакторе типа СМ-2. Для обеспечения теп-
лосъема характерный размер твэлов (радиус цилиндрических или
толщину пластинчатых) следует выбрать равным ~1 мм. Дальней-
шие оценки носят весьма предварительный характер.
При диаметре активной зоны порядка 1 м и скорости воды
~10 м/сек интенсивность теплосъема достигает нескольких тысяч
231
киловатт на литр, общая мощность ~2-106 кет, время пребывания
горючего в реакторе ~15 мин.
Возможно, ограничивающим фактором окажутся те р ур
напряжения, возникающие в твэлах.	о й й oomvcnw
Из-за очень малой величины критической и раб
ядерного топлива его выгорание будет происходить чр
быстро, и конструкция реактора должна предусматрива P
чески непрерывную замену твэлов. Интересно отметить, чт Р
паниях, много меньших времени радиоактивного распада од ,
отравление ксеноном почти исчезает.
Сравнение описанных вариантов реакторов с пото„
1017 нейтрон/(см2 • сек) показывает, что при одинаковой мощнос-
ти поток быстрых нейтронов и скорость накопления тран^ур
изотопов гораздо выше в аппаратах типа СМ-2. С другой Р »
значительно большие размеры активной зоны тяжелов д Р
лиевого аппарата открывают дополнительные возмож д
ВЫТе„:УзХо,еХНа“ес™о реактора типа СМ-2 (_№ по-
тока к мощности) в два-три раза выше качества реактор
2
Мы рассмотрели в общих чертах перспективы	СТ^
ционарных потоков в исследовательских реакторах на Р Д
~1016 до ~1017 нейтрон!(см2- сек).
Имеются ли возможности для дальнейшего повышения
Что будет ограничивать рост их интенсивности.	й1Глипми.
Основная трудность заключается не в техническом, КЯЦестве
ческом аспекте проблемы. Действительно, при неизм
К общая мощность реактора Q пропорциональна потоку.
Q-ф/К.
Наиболее высокое значение К, известное в^настоящее^время, со
ставляет — 108 нейтрон!(см2-сек-вт)	^^лп^/(ГЛ1^.Сек\
Следовательно, мощностВ	e°m кет. Такой
достигнет величины порядка 10 /10 — вт w
реактор стоил бы несколько миллиардов рублей и,	рЖРгол-
его эксплуатация (преимущественно твэлы) обходи
но еще в два миллиарда!	.	TIV „„
Несмотря на почти астрономический масштаб затр ,
считать безусловно неприемлемыми. Однако очевидн , Р
дать огромные усилия могут лишь соответствующи у
не эмдвинуть,. поэтому ОТвле= от =
мической стороны дела и рассмотрим техническу У сцавне-
проектов, обещающих увеличение потока на 3 пор д^ Р
нию с освоенным диапазоном 1015 Ю неитрон/(см •	)•
Если форсирование удельного энерговыделени	тех.
вой мощности гетерогенного реактора встретит н р Д ген_
нические трудности, на первый план выступят реа р
232
ной активной зоной — раствором, взвесью ядерного горючего в теп-
лоносителе (вероятно, теплоносителе-замедлителе) или расплавом
солей урана.
Другим решением может быть так называемый циклокотел. Пред-
ставим себе вначале, что либо конечные твэлы движутся сквозь
неограниченный неподвижный замедлитель, либо конечный объем
замедлителя движется вдоль твэлов бесконечной длины. Тогда
In ф
Рис. 8.2. Схема участка циклокотла и график зависимости потока
нейтронов Ф от расстояния до мишени х:
/—активная зона; 2—-отражатель; 3— канал для движущейся мишени; 4 —
мишень; 5—стержни управления.
вместе с подвижной частью устройства — и с той же скоростью —
будет бежать волна нейтронной вспышки.
Простейший циклокотел (рис. 8.2) может быть схематически
представлен как последовательность N импульсных (например, го-
могенных уран-графитовых) реакторов, расположенных по окруж-
ности. Мишень движется внутри кольцевого канала, проходящего
через центры всех реакторов. Соответствующим образом настроен-
ная система управления возбуждает вспышку цепной реакции там,
где находится мишень. Время прохождения мишени через реактор
Nt должно совпадать с продолжительностью импульса в этом реак-
торе.
Такое устройство обеспечивает непрерывное облучение мишени
потоком, равным максимальному потоку в импульсном уран-гра-
233
фитовом реакторе, т. е. ~1019 нейтрон!(см2• сек). Мощность всего
циклокотла, как и обычного, дается формулой (8.1), однако средняя
по времени тепловая мощность каждого из импульсных реакторов
в N раз меньше. В этом уменьшении средней мощности и заключена
идея создания циклокотла: чем больше М, тем проще система ох-
лаждения каждого из реакторов.
Дополнительный выигрыш может быть обусловлен ростом ка-
чества К, который обычно сопровождает снижение удель-
ной мощности. Для уран-графитового реактора Кмакс^1,5х
X Ю7 нейтрон/(см2- сек- впг) (см. табл. 2.6). Если необходимо облу-
чать мишень потоком 1019 нейтрон!(см2 • сек) при средней мощ-
ности каждого из реакторов^ 106, то число N должно быть~103. На
первый взгляд может показаться, что капитальные затраты будут
неоправданно велики. Однако при колоссальной мощности — по-
рядка сотен миллионов киловатт—расход горючего огромен: если
бы можно было без потери в качестве достичь этой мощности в
одном из 1000 импульсных реакторов, то его активная зона выго-
рала бы за время, меньшее 1 ч. Поэтому при Ф~1019 нейтрон!(см2X
X сек) экономически выгодным будут даже увеличение N до~ 10 000
и соответствующее продление кампании. При этом скорость дви-
жения мишени составит сотни метров в секунду.
Разумеется, реальная конструкция циклокотла должна быть
гораздо сложнее описанной выше схемы. Возможно даже, что удоб-
ным окажется перемещение импульсных реакторов при неподвиж-
ной мишени.
§ 8.2. ПРЕДЕЛЬНО ДОСТИЖИМЫЕ ПОТОКИ
Итак, мы наметили пути и возможности повышения потока нейт-
ронов от освоенного диапазона 1015 4- 1016 до 1018 4- 1019 ней-
трон/ (см2 - сек). Настало время остановиться и задать себе воп-
рос: существует ли принципиальный (не технический или эконо-
мический) предел, выше которого невозможно поднять поток Ф?
Естественно, такой предел должен существовать, поскольку
«энерговосприимчивость» любого вещества конечна. Если ограни
читься реакторами, обычными хотя бы в том смысле, что их активная
зона не является плазменным телом, то каждый атом активной зоны
будет способен воспринимать энергию /, не превышающую прибли-
зительно 0,3 эв (нагрев на 3 000° С).
Ниже показано, что при заданном i существует предел для по-
вышения плотности нейтронов в активной зоне реактора, к какому
бы из известных типов он ни принадлежал.
Импульсные реакторы
Тепловыделение в импульсном реакторе длится до тех пор, по-
ка он не разогреется до предела, обусловленного его конструкцией
и выбранными материалами. После этого реактор должен остыть
234
и лишь тогда он вновь окажется работоспособным (потеря тепла во
время работы обычно пренебрежимо мала).
Не считая стадии остывания, цикл импульсного реактора можно
разбить на три этапа: подъем мощности до максимального уровня,
работа на этом уровне, спад мощности. Реактор греется на всех
трех этапах, и поэтому чем короче каждый из них, тем выше может
быть мощность в максимуме.
Но плотность нейтронов (а также поток и мощность) не может
расти скорее, чем по экспоненте:
n(t)=n(O) е^мин,
с периодом
/мин = 1/^2с(^—1).	(8.2)
Здесь (^оо—1) — наибольшая возможная надкритичность реак-
тора (бесконечных размеров); v — скорость нейтронов, вызываю-
щих деление; Sc — сечение поглощения этих нейтронов. При таком
росте плотности к моменту /0, когда она достигает максимума, ин-
тегральная во времени плотность нейтронов равна
^0
f n(/)d/ = n(O)/Mlin(ez»/(MHH—1)~пмакс/мин. (8.3)
О
Соответственно этому в единице объема реактора накапливается
тепло
(8-4)
где qr — выделение энергии, сопутствующее поглощению одного
нейтрона, равное
q1--^k00 (Eflv).
Верхнюю оценку qr легко получить, приняв ^оо = 2:
о 2• 108	! ~
^с^2------= 1,6 108 эв.
41	2,5
Величина q не может превышать дмакс — допустимого тепловыделе-
ния в единице объема активной зоны. Равенство q = дмакс возмож-
но лишь при нулевой длительности рабочего режима и мгновенном
спаде мощности. Поэтому плотность нейтронов не может быть боль-
ше величины
пмакс/
и макс __
/мии^с ’
или, используя формулу для /мин,
пмакс =	1) (^макс/^).
(8.5)
235
Представим теперь дмакс в виде произведения числа атомов в еди-
нице объема реактора NAT на предельную энергию, которую можно
передать в среднем каждому атому (i):
<7макс = zjVaT.	(8.6)
Тогда
nMaKC=«WaT(^—1)/91.	(8.7)
Полагая (VaT ~ 5-1022 см~3 и пользуясь для i, qlt koo сделанными
выше оценками, получим
„,-3.
1,6-108
Поток нейтронов зависит от того, в какой области энергии про-
исходит основное число делений. Поскольку многие сечения для
медленных нейтронов приближенно следуют закону \lv, то для реак-
торов на тепловых нейтронах плотность п во многих случаях явля-
ется достаточной характеристикой. Наглядности ради можно —
независимо от реальной средней температуры нейтронного газа —
вычислить поток, приведенный к комнатной температуре, умножив
пмакс на 2,2-105 см!сек:
фмакс ~2-1019 нейтронном2-сек).
Практически импульсный реактор с большой надкритичностью
крайне трудно погасить «мгновенно», т. е. за время, малое по срав-
нению с /мин. Если он гаснет за счет отрицательного «линейного
теплового эффекта» (уменьшение реактивности пропорционально
накопленному теплу), то величина пмакс снижается в 4 раза. Кро-
ме того, реальная надкритичность всегда меньше, чем — 1.
Увеличить плотность нейтронов сверх 1014 нейтронам* можно,
лишь переходя к плазменным реакторам, т. е. разогревая активную
зону до 104 ° С и выше. Однако реакторы такого типа качественно
отличаются от тех, которые освоены реакторной техникой.
Заметим, что i/Ef — это отношение числа разделившихся ядер
к полному числу ядер вг активной зоне (cj*™zlEf — число делений
в единице объема). Поэтому i/Ef < 1, ив пределе, который не осу-
ществляется даже в атомной бомбе,
^макс _	~ Ю23 нейтрон/см3.
Гомогенные реакторы и циклокотлы
Пусть топливо, хорошо перемешанное с жидким или газообраз-
ным теплоносителем, с большой скоростью движется через активную
зону (гомогенные реакторы), или область с высоким потоком нейт-
ронов движется вдоль длинного реакторного тела (циклокотел).
Поскольку в принципе безразлично, что именно покоится — геомет-
рическая область, где идет реакция деления (активная зона), или
236
смесь топлива с теплоносителем, последний тип реактора отличает-
ся по существу лишь тем, что теплоноситель может находиться в лю-
бом агрегатном состоянии, в частности в твердом.
Будем считать, что вдоль реактора со скоростью и бежит волна
потока нейтронов и разогрева. На переднем фронте волны их хо-
лодного реакторного тела извлекаются поглотители, ранее делавшие
его под критичным. На заднем фронте также могут быть поглотите-
ли, вдвигающиеся в горячую активную зону и гасящие цепную
реакцию во избежание чрезмерного разогрева. Если имеется доста-
точно большой отрицательный тепловой эффект, задние гасящие
поглотители не обязательны.
В гомогенных реакторах передних и задних поглотителей мож-
но не иметь. Вместо этого поперечное сечение струи топлива за
пределами активной зоны следует резко сузить, отчего утечка
нейтронов увеличится и реакция погаснет на коротком участке.
При грубом описании процесса, которое дается ниже, между
введением поглотителя и сужением сечения нет принципиальной
разницы.
На первый взгляд кажется, что плотность нейтронов в реакторе
рассматриваемого типа даже при заданном разогреве можно увели-
чить беспредельно, достаточно повысить скорость и, с которой пе-
ремещается граница, отделяющая подкритическую холодную об-
ласть реактора от надкритической области — активной зоны. Ко-
нечно, при этом возникают технические трудности: испытуемые ма-
териалы должны поспевать за бегущим нейтронным полем, чтобы
подвергаться облучению в течение всего того времени, пока волна
обегает реакторное тело (если активная зона неподвижна, нужно
с большой скоростью перемещать смесь теплоносителя с топливом).
Кроме того, чтобы сохранить длительность облучения, нужно па-
раллельно росту и увеличивать длину реактора (если за то время,
пока волна обегает реактор, он должен успеть охладиться, то с
ростом и должен расти объем системы охлаждения). Но все эти
трудности принципиально преодолимы,
Оказывается, однако, что с ростом и плотность нейтронов внача-
ле растет пропорционально и, но затем стремится к некоторому пре-
делу. Чтобы показать это, составим упрощенное одномерное одно-
групповое уравнение, описывающее распределение потока ней-
тронов Ф вдоль активной зоны:
£)/^Ф.+ 2ф\	(8.8)
\ дх2 х J dt v dt	v
Здесь хх2 — разность между материальным параметром и радиаль-
ным геометрическим параметром; v и D — соответственно скорость
и коэффициент диффузии нейтронов, вызывающих деление.
Производную по времени в случае бегущей волны (Ф есть функ-
ция х — ut) можно* выразить через производную по координате
дФ	дФ
— = — и----
dt	дх
(8-9)
237
и получить уравнение
,^ + Хж2ф = о.
dx2 vD dx
(8.10)
Вне активной зоны хх2 — большая отрицательная величина.
В активной зоне х%2 и vD, вообще говоря, величины непостоянные,
так как разогрев влияет на баланс нейтронов и действующий спектр.
Это важно учитывать, когда ставится задача найти пмакс в каком-
то конкретном реакторе. При отыскании предельного значения
пмакс можно заменить хх2 и vD некоторыми средними значениями.
Будем вначале считать, что в зачерненных поглотителями час-
тях реактора поток равен нулю, т. е. что там хх2 = — оо. Тогда кри-
тическая длина активной зоны (расстояние между передними и зад-
ними поглотителями) равна
Хх / 1-Y2 ’
(8.Н)
где
y = u/2vDxx.
(8.12)
При у = 1 получаем ах = оо. Заметим, что соответствующая ско-
рость и еще мала по сравнению со скоростью нейтронов, ибо <
< 1. При у > 1 уравнение (8.10) не имеет решения, обращающего-
ся в нуль при двух значениях х. Этот случай будет рассмотрен
особо.
Распределение потока и плотности нейтронов по активной зоне
описывается формулой
п ~Ф ^e“^Ysin (хяхУ 1—у2)	(8.13)
(х — 0 — задняя, х = ах—передняя границы зоны реакции).
При малых у кривая симметрична, а когда у близко к 1, макси-
мум сдвигается к заднему фронту волны. Коэффициент неравно-
мерности распределения плотности нейтронов по активной зоне
равен
Кх = П“акс/П У •	•	(8.14)
Последнее выражение — достаточно хорошая для наших целей ап-
проксимация точной, но громоздкой функции.
Интегральную плотность нейтронов ]ndt для какой-либо точки
реактора можно представить в виде
f ndt п ах/и,
где ах1и — время прохождения нейтронной волны мимо точки.
Выразив п через пмакс, получим
где
]'пА=пмакс/эфф,
^эфф axjuKx-
(8.15)
(8.16)
238
Формула (7,15) аналогична (8.3). Поэтому выражение для пмакс
мы получим, заменив в (8.5) время /мни на /зфф — эффективную ши-
рину кривой n(f):
„макс/-
пмакс = _Ч--/£1_ .	(8.17)
^эфф v Sc
Подставляя в (8.17) выражение для /зфф согласно (8.16), заменяя
и согласно (8.12) и используя (8.11) и (8.14), получаем
Пмакс =	1|,(v)Z;c2£2)	(8.18)
где
ф(у)~у[Т —Ь).	(8.19)
Функция ф монотонно увеличивается с ростом у, достигая значения
3/4 (по точной формуле 2/е) при у = 1. Множитель хх2Л2, вообще
говоря, заметно меньше единицы. Он описывает утечку в направ-
лении х части нейтронов, вызывающих деление.
Рассмотрим теперь случай у > 1. Решение запишем в виде
п ~ &~ХКХ У sh [(х + 6) ИхУу2— 1 ].	(8.20)
Оно не обращается в нуль при х = 0 и х = ах. Но если б достаточно
мало, а ах достаточно велико, то п будет мало на обеих границах
активной зоны. Это отвечает тому реальному положению, что в за-
черненных областях п 0. Плотность нейтронов здесь зависит от
мощности имеющихся источников нейтронов (спонтанное деление,
внешнее облучение, а на заднем фронте — запаздывающие нейтро-
ны) и от степени подкритичности. Конечно, она очень мала по срав-
нению с пмакс, особенно на переднем фронте.
Асимптотически функция (8.20) имеет вид экспонентые	Уу2-^
Поэтому чтобы при х = ах поток был на много порядков меньше
фмакс, величина ахих (у — f/^y2 — 1) должна быть не менее несколь-
ких десятков.
Коэффициент неравномерности теперь определяется формулой
к _п v Г у-Уу^П -1 y/2
Кх	/--- •	(о. 21)
Ly+1/y2-i J
Для пмакс получим ту же формулу (8.18), в которой, однако,
ф (у) =	( у 1Ф
®Х %х
(8.22)
При у = 1 по-прежнему ф = 2/е. С ростом у функция ф монотонно
растет, стремясь к единице при у -> оо.
Таким образом, предельная плотность нейтронов [х2Л2->
->(^ос—1), н~>оо] не отличается от предельной плотности для
импульсных реакторов. Разумеется, мгновенное гашение реакции
239
задними поглотителями (6 = 0) является такой же идеализацией,
как мгновенное гашение импульсного реактора.
Как и в импульсном реакторе, пмакс уменьшается, если вместо
принудительного гашения используется отрицательный тепловой
эффект (уменьшение хх2 при разогреве).
Реакторы классической схемы
(с передачей тепла от топлива к теплоносителю)
В реакторах такого типа высокая плотность нейтронов может
быть обеспечена только при очень малых поперечных размерах твэ-
лов или ТВС, минимальном объеме элементов конструкции и малых
поперечных размерах каналов с теплоносителем. Поэтому в фи-
зическом отношении реактор можно считать почти гомогенным.
Практически в течение всего времени своего существования но-
вообразованный нейтрон в среднем движется в сторону потока
теплоносителя (т. е. в отрицательном направлении) со скоростью,
по абсолютной величине равной иср.
Поскольку скорость теплоносителя ит мала по сравнению с v,
изменение во времени абсолютной величины скорости нейтрона
происходит практически так же, как при замедлении в неподвижной
среде, и для учета движения части среды (теплоносителя) достаточно
учесть усредненное движение нейтронов со скоростью — иср. В урав-
нении баланса стационарного реактора появится лишний член, ко-
торый мы запишем в правой части:
D(— +хж2<Н= — «ср — =—	.	(8.23)
\dx2 х ) с₽ dx v dx	v
Уравнение (8.23) получается из (8.10), если заменить и на иср.
Поэтому целесообразно переопределить параметр у:
y = ucp/2vDHx.	(8.24)
Заметим, что в формулу (8.16) для /эфф по-прежнему входит ит.
В результате формула (8.18) приобретает дополнительный множи-
тель — отношение пт/ыср. Одновременно <?макс необходимо заменить
величиной Здмакс, т. е. тепло, аккумулированное теплоносителем,
распределить на всю активную зону (S — объемная доля теплоно-
сителя в активной зоне). Тогда получим
пмакс = У^ф(т)хж2£23-^.	(8.25)
<71	wcp
Для поддержания реакции при у > 1 необходимо, чтобы посту-
пающий в реактор теплоноситель приносил с собой нейтроны, хотя
бы и в незначительных количествах. В противном случае даже при
у = 1 поддерживать реакцию в реакторе с конечной высотой актив-
ной зоны нельзя.
Итак, предельная плотность нейтронов в реакторе с покоящимся
топливом и движущимся теплоносителем отличается от предельной
240
плотности в гомогенном импульсном реакторе дополнительным мно-
жителем Sujucp. Мы не будем вычислять его здесь. Детальное ис-
следование показывает, что он равен единице либо при S = 1, либо
если атомный вес, макроскопическое сечение рассеяния и средний
косинус угла рассеяния одинаковы для топлива и теплоносителя.
В общем случае он может несколько отличаться от единицы, однако
вряд ли возможно получить существенный выигрыш от того, что топ-
ливо покоится.
Реакторы со встречными потоками
Непосредственной причиной замедления роста п при приближе-
нии скорости теплоносителя к величине 2v Ьих является увеличе-
ние длины области, где идет цепная реакция. Так как в пределе
(и -> оо) длина зоны реакции деления растет пропорционально и,
то тепловыделение в единице объема активной зоны перестает рас-
ти; вместе с тем перестает расти, т. е. достигает предела, определяе-
мого формулой (8.5), плотность нейтронов. Чтобы перешагнуть че-
рез этот предел, нужно уменьшить унос из реактора нейтронов, ув-
лекаемых теплоносителем. Для этого достаточно раздробить поток
теплоносителя на струи и пустить смежные струи навстречу друг
другу. Если их скорости ±и0, то размер струи должен быть меньше
размера реактора в j ~ у0/4 раз, где у0 = u0/2vDhx.
Например, чтобы на порядок увеличить плотность нейтронов
по сравнению с ее предельным значением в импульсном реакторе,
необходимо иметь у0~ 15, /~4.
В заключение параграфа отметим, что получить плотности нейт-
ронов, близкие к предельным, определяемым формулами (8.5) или
(8.25), нелегко. В реакторах на быстрых нейтронах это сделать прос-
то невозможно, так как нет способов гашения реакции за время /мин,
определяемое формулой (8.2). Даже разбрасывание материалов за
счет их теплового расширения или испарения идет недостаточно
быстро (разумеется, при i < 1 эв). Легче приблизиться к теорети-
ческому пределу в импульсном реакторе на резонансных нейтронах.
При работе на тепловых нейтронах можно близко подойти к тео-
ретическому пределу не только в импульсном, но и в гомогенном
реакторе со стационарным потоком. Требуемые скорости относитель-
ного движения активной зоны и тела реактора приближаются
к 102 м/сек, (при у ~ 1). Для реакторов с разделенными топливом и теп-
лоносителем такие скорости осуществить труднее, чем для гомоген-
ных реакторов, так как в потоке теплоносителя должны выстоять
твэлы, а их толщину необходимо свести к минимуму во избежа-
ние чрезмерных внутренних перегревов.
Дальнейшее увеличение скорости (и >2vD%x) не приводит
к цели, если не сопровождается переходом к конструкции со встреч-
ными потоками теплоносителя. В схеме циклокотла это услож-
нение очень существенно.
9 Зак. 629
241
Таким образом, внутри реактора с неионизированным теплоноси-
телем плотность нейтронов порядка нейтрон/см3 можно надеять-
ся получить, только если спектр нейтронов тепловой. Однако в от-
ражателе большую плотность нейтронов, возможно даже превосхо-
дящую 1014 см~\ можно получить, форсируя резонансный реактор.
При резонансном спектре у приближается к 1, когда и измеряет-
ся километрами в секунду. Поэтому унос резонансных нейтронов
несуществен, длина активной зоны реактора не зависит от и и тепло-
напряженность ограничена только допустимой скоростью относи-
тельного движения топлива и активной зоны. Плотность нейтронов
в отражателе, неподвижном по отношению к активной зоне, непо-
средственно не зависит от концентрации топлива в активной зоне,
т. е. от жесткости спектра. Она может быть на 1—2 порядка больше
плотности в активной зоне реактора на резонансных нейтронах,
и предел, устанавливаемый формулой (8.5), для нее не имеет силы.
Однако не следует рассчитывать на большой выигрыш по срав-
нению с реактором на тепловых нейтронах. В отражателе выделяет-
ся тепло, которое нужно отводить. Значит, унос тепловых нейтронов
теплоносителем и здесь ограничивает достижимый поток.
Для многих целей недостаточно получить высокую плотность
нейтронов: важно удержать ее в течение сравнительно большого
интервала времени. Ясно, что при этом циклокотел или гомогенный
реактор со стационарным потоком будут имет^ преимущество перед
импульсным. Ясно также, что получение длительно поддерживае-
мого высокого потока нейтронов с минимальными затратами накла-
дывает свои специфические требования на выбор материалов актив-
ной зоны, ее размеров и конструкции.
§ 8.3. МОЩНЫЕ ИСТОЧНИКИ НЕЙТРОНОВ,
КОНКУРИРУЮЩИЕ С РЕАКТОРАМИ
Можно себе представить, что через некоторое время реакторы
не будут занимать исключительное положение как мощные источ-
ники нейтронного излучения. Уже сейчас ведется обсуждение и по-
ложено начало реальному использованию других методов генера-
ции больших потоков.
Основной причиной, технически и главным образом экономи-
чески сдерживающей рост стационарного потока нейтронов в иссле-
довательских реакторах, является их высокая общая и удельная
мощность, обусловленная значительной экзотермичностью реакции
деления урана.
Повышение общей мощности ведет прежде всего к росту расхо-
дов на топливо, удельной (на единицу объема активной зоны) —
к усложнению конструкции; одновременно увеличиваются капи-
тальные и эксплуатационные затраты.
Для преодоления наметившихся ограничений имеет смысл рас-
смотреть возможные ядерные реакции с вылетом нейтронов. При
этом будем интересоваться не полным балансом энергии, а прихо-
242
дящимся на один нейтрон энерговыделением в источнике, временно
оставляя в стороне энергетические и денежные затраты на возбуж-
дение реакции вылета.
С этой точки зрения реакции располагаются в следующем по-
рядке:
1)	термоядерная реакция (Т, d), 3 Мэв!нейтрон\
2)	каскадное рождение нейтронов релятивистскими протонами
с энергией ~103 Мэв\ например Bi (р, хп), 40 Мэе!нейтрон]
3)	деление тяжелых ядер: ~100 4- 200 Мэв!нейтрон\
4)	фотонейтронная реакция на тормозном излучении быстрых
(~102 Мэв) электронов в тяжелой мишени: 2000 Мэе/нейтрон.
Наиболее выгодная термоядерная реакция необходимых мас-
штабов пока не поддается управлению и не может быть реализована
в лабораторных условиях. Остается возможность использовать ее
в подземном ядерном взрыве. Такие взрывы неоднократно прово-
дились (см. описание в конце параграфа).
Для использования реакции каскадного рождения нейтронов
необходимо решить технически очень трудную задачу создания силь-
ноточного ускорителя протонов высокой энергии. В настоящее вре-
мя существуют лишь проекты таких ускорителей. В качестве приме-
ра рассмотрим— по необходимости очень кратко—канадский проект
ING (Intense Neutron Generator — мощный источник нейтронов;
иногда его называют также проектом SOC — Separated Orbit Cyc-
lotron— циклотрон с разделенными орбитами). Схема INQ при-
ведена на рис. 8.3.
Релятивистский циклотрон с разделенными орбитами (возмож-
но, он будет заменен линейным ускорителем) должен давать пучок
протонов с энергией 1000 Мэз и током-- пока почти фантастическим—
65 ма (ток в существующих ускорителях с такой энергией частиц не
превышает долей миллиампера). Пучок падает на мишень из тяжелых
ядер и каскадно рождает в ней нейтроны. Окружающий мишень тя-
желоводный замедлитель пронизан экспериментальными каналами;
поток нейтронов в замедлителе достигает 1016 нейтрон!(см2-сек).
Ориентировочная стоимость проекта 250 млн. долл., а количество
нерешенных проблем весьма велико. Намеченный срок пуска —
1974 г., но выдержан он не будет.
Следующая в нашем перечне цепная реакция деления, лежащая
в основе большинства мощных источников нейтронов, отнюдь не
обеспечивает минимального энерговыделения, а последняя — фото-
нейтронная — с этой точки зрения еще менее выгодна. Если, одна-
ко, говорить не просто о среднем энерговыделении на один нейтрон,
а учитывать возможность использования этого нейтрона в конкрет-
ных исследованиях по времени пролета, картина меняется.
Ускорители электронов обладают прежде всего тем преимущест-
вом, что способны формировать импульсы длительностью 10~9 сек,
на 3 порядка более короткие, чем механические прерыватели. [На-
помним, что качество импульса зависит от квадрата его длительно-
сти (см. формулу (2.110))]. Если учесть также прогресс ускоритель-
9*
243
ной техники в области увеличения тока, то становится ясным, что
именно ускорители дают возможность создать наилучшие источники
для ядерной спектроскопии.
Однако, как уже упоминалось, не менее важным направлением
в современной нейтронной спектроскопии является физика твердого
тела и жидкостей, где длительность используемого импульса опре-
деляется временем замедления или временем жизни нейтронов. (Не-
Рис. 8.3. Схема проекта ING (масштаб в футах):
/—здание инжектора протонов; 2', 2”, 2'"— первый, второй и третий каскады
ускорителя; <? —здание для экспериментов при низких энергиях; 4 — выходной тун-
нель ускорителя; 5 — туннель высокой активности; 6 — здание для экспериментов
с мезонами;, 7—пешеходный туннель; 8— к зданию главного пульта управления,
администрации и лабораторий; 9— здание для работ с тепловыми нейтронами; 10,
//—туннели технического обслуживания экспериментов с тепловыми и резонанс-
ными нейтронами; 12,, 13 — пролетный путь тепловых и резонансных нейтронов;
// — здание для работы по перспективным технологическим направлениям ядерной
энергетики.
обходимы прежде всего холодные, тепловые и эпитепловые нейтро-
ны.) Для этих опытов ширину импульсов электронов целесообраз-
но несколько увеличить и при заданной частоте их следования про-
порционально увеличить интенсивность пучка. Если фотонейтроны
направить в размножающую под критическую сборку — бустер, то
результирующий интегральный поток нейтронов за импульс воз-
растет еще больше. По конструкции бустер может быть подобен либо
реактору со стационарным потоком, либо — если его снабдить моду-
лятором реактивности — пульсирующему реактору.
Коэффициент умножения нейтронов «стационарным» бустером
пропорционален допустимому уровню потока между импульсами
(фону) и по порядку величины не превосходит десятка. В случае
бустера с модулятором играет роль также желательная длительность-
импульса (чем длиннее цепочка реакции деления, тем дольше эта
244
реакция длится). Практическим пределом является умножение в сот-
ни раз.
Итак, мы приходим к следующей схеме источника нейтронов для
широкой области исследований. Ускоритель электронов (например,
линейный) обеспечивает ядерную спектроскопию. Нейтронноспект-
роскопические исследования физики твердого тела развиваются на
бустере, окруженном соответствующим рассеивателем. (Иногда ис-
пользуемый импульс формируется все тем же механическим преры-
вателем.) Подчеркнем, что во многих отношениях бустер мощностью
1 Мет эквивалентен реактору со стационарным потоком мощностью
~100 Мет.
Оценки показывают, что в области энергий нейтронов 1 4- Ю4 эеу
где прерыватель не нужен, ускорители имеют несомненные преиму-
щества.
Если очень короткие импульсы не обязательны, имеет смысл за-
менить бустер пульсирующим реактором. В области энергий нейтро-
нов 0 4- 1 эе пульсирующие реакторы предпочтительнее установок,
основой которых служит ускоритель. Более того, при энергиях
>1 эе также существуют измерения, которые рационально проводить
на реакторах (например, измерения полных или парциальных се-
чений изотопов, имеющихся в малых количествах).
В системе ускоритель — ускоритель с бустером — пульсирую-
щий реактор два последних звена могут быть объединены созданием
двухрежимной установки — реактора с инжектором. Такая установ-
ка может работать либо в под критическом (бустерном) режиме с ин-
жекцией фотонейтронов, либо без инжекции — как пульсирующий
реактор. К работе с инжектором можно приспособить любой пуль-
сирующий реактор. В 1965 г. такой режим был введен на ИБР; он
позволил на порядок уменьшить ширину импульса.
Однако реакторы с инжектором, так же как бустерные системы,
разрабатываются и специально.
Реактор с инжектором и бустер
Для работ в области ядерной физики, физики твердого тела и
в некоторых прикладных направлениях (например, изучение им-
пульсных -радиационных воздействий) в Объединенном институте
ядерных исследований (г. Дубна) предполагается соорудить уста-
новку ИБР-2 — пульсирующий 'реактор на быстрых нейтронах
с сильноточным линейным ускорителем электронов в качестве ин-
жектора. . Такое сочетание позволит работать либо в режиме с
инжекцией и длительностью импульса от нескольких микросекунд
до десятка микросекунд, либо в чисто реакторном режиме с длитель-
ностью импульса до 100 мксек.
Активная вона ИБР-2 в плане (рис. 8.4) представляет собой не-
правильный шестиугольник с полостью в центре. Она набрана из
71 шестигранной кассеты (шаг 27 мм). Каждая кассета содержит
245
7 твэлов из PuO2; диаметр твэлов 8,65 мм, активная длина 40 см,
покрытием служит нержавеющая сталь толщиной 0,4 мм.
Теплоотвод осуществляется натрием; перегрузка кассет произ-
водится без нарушения герметичности корпуса реактора по спе-
циальному тракту; перед выгрузкой отработавшие кассеты расхола-
живаются в пространстве над активной зоной. Семь центральных
Рис. 8.4. Схематический горизонтальный разрез ИРБ-2:
£ /—кассета; 2—полость для мишени ускорителя; 3—основной подвижный отража-
£ тель; 4—дополнительный подвижный отражатель; 5 — секционированные водяные за-
' медлители; 6 — «хблодный» замедлитель; 7 —отражатель «холодного» замедлителя;
8—канал пневмопочты в отражателе; БАС — стержни быстродействующей аварийной
Ц защиты; МАС —стержни медленной аварийной защиты; КС —компенсирующие стержни;
&	ПР—промежуточный регулятор; АР —автоматический регулятор.
ячеек образуют канал, нижняя часть которого используется для раз-
мещения мишени линейного ускорителя, верхняя — для облучения
образцов. Материалом мишени является вольфрам, охлаждаемый
независимым натриевым контуром.
Активная зона размещается в двухстенном стальном корпусе;
пространство между стенами служит для контроля за протечками
натрия и для подачи горячего воздуха при разогреве аппарата. Бо-
ковые стороны шестигранника окружены вольфрамовыми блоками
толщиной 80 мм, выполняющими роль органов регулирования.
246
Вольфрамовые блоки охлаждаются воздухом. К наибольшей сто-
роне шестигранника примыкают основной и дополнительный под-
вижные отражатели, расположенные соосно. Роторы подвижных
отражателей имеют три трапецеидальных выступа, один из которых
— собственно отражатель, а два других служат для баланса. Ра-
диус подвижного отражателя 120 см, толщина основного отражателя
6,5 см, дополнительного 3,5 см. Средняя ширина отражателя 24 см.
Ротор подвижного отражателя приводится во вращение со скоростью
3 000 об/мин электродвигателем переменного тока. Дополнительный
отражатель приводится во вращение тем же двигателем через ре-
дуктор с переменным передаточным отношением 1:2, 1:5 и 1:10. Та-
ким образом, вместе с тем случаем, когда дополнительный отража-
тель не вращается, получается 4 возможных частоты следования
импульсов реактора: 50, 25,-10, 5 имп/сек. Роторы подвижных отра-
жателей вместе с двигателем и редуктором заключены в тонкостен-
ный герметичный кожух, заполненный гелием. Гелиевая среда по-
зволяет уменьшить мощность привода, расходуемую на вращение
отражателей. Кроме того, гелий отводит тепло от подвижных отра-
жателей, которые нагреваются в результате трения и под воздейст-
вием излучения активной зоны.
В принятой схеме управления регуляторы КС-1 и КС-2 предназ-
начены для компенсации 5% выгорания плутония и температурного
эффекта реактивности. Промежуточный регулятор (эффективность
0,8-10~2) предназначается для плавного изменения реактивности
при пуске реактора. Автоматический регулятор перемещается при-
водом от шагового двигателя, обладающего малой инерционностью.
Безопасность реактора обеспечивается четырьмя блоками АЗ об-
щей эффективностью 3,2%, из которых два (БАС) приводятся в дей-
ствие гидравлической машиной поступательного действия. Сраба-
тывание стержней быстродействующей аварийной защиты (эффек-
тивность БАС 0,4%) происходит между импульсами мощности за
время 0,02 сек. Ввод стержней медленно действующей аварийной
защиты (МАС) осуществляется под действием собственной тяжести
при отключении электромагнитов.
Температура натрия на входе в активную зону 300° С, на выхо-
де 400° С. Расход теплоносителя при средней мощности 4 Мет
120 т/ч. Максимальный тепловой поток на поверхности твэлов
— 1,2 Мвт/м2, температура твэла при этих условиях I8600 С.
Остальные важнейшие характеристики установки ИБР-2 при-
ведены ниже:
Средняя тепловая мощность в реакторном ре-
жиме, Мет.................................. 4
Мощность в импульсе, Мвт\
при частоте 5 имп/сек,................... 7700
при частоте 50 имп/сек.................. 700
Полуширина импульса, мксек'.
при частоте 5 имп/сек..................... 90
при частоте 50 имп/сек.................. 99
Мощность, выделяемая между импульсами, Мет 0,22
247
Число делений за импульс при частоте 5 имп!сек 2,5-1016
Полная утечка нейтронов из реактора (в телес-
ный угол 4л)4 при частоте 5 имп!сек,
нейтрон! сек............................1,75 • 101?
Средняя мощность в режиме с инжекцией
(2 мксек < 0Р <15 мксек), Мет................0,15 0р
Эффективное время жизни нейтронов, сек .	. . 4,2-10“8
Объем активной зоны, л........................ 17,9
Загрузка Ри, кг................................. 88
Кампания при Q = 14 Мвт и выгорании 5%, сут-
ки ...................................... 1000
Энергия электронов инжектора,	Мэв............. 30
Ток электронов в импульсе, а.................... 250
Длительность импульса, мксек.................... 0,5
Частота следования импульсов,	сек^............. 50
Диаметр сечения пучка электронов, мм ...	20
Электрический к. п. д. ускорителя, % . . . .	15
По сравнению с действующим реактором ИБР выигрыш в вели*
чине потока достигает трех порядков при незначительном измене-
нии длительности импульса. Использование в качестве модулятора
реактивности части отражателя вместо части активной зоны в реак-
торе ИБР обусловлено стремлением уменьшить трудности теплоот-
вода. Если удастся заменить двуокись плутония карбидом или ме-
таллическим плутонием, можно будет поднять среднюю мощность
реактора и сократить длительность импульса. В принципе возможна
также не зависимая от реактора работа ускорителя (например, на
неразмножающую мишень с импульсами —-0,01 4- 0,1 мксек).
Один из разрабатываемых проектов модулируемого бустера фир-
мы «Дженерал атомик» изображен на рис. 8.5.
В качестве горючего выбран плутоний с 10% алюминиевого спла-
ва. Это горючее уже использовалось в реакторе EBR-1. Работаю-
щая на промежуточных нейтронах газоохлаждаемая активная зона
набирается из 217 стержней шестиугольного поперечного сечения.
Покрытие из нержавеющей стали толщиной 0,25 мм; контактным
подслоем служит NaK. Как показали расчеты, критическая масса
реактора 30 кг.
Активная зона представляет собой цилиндр радиусом 7,54 см,
окруженный вольфрамовым отражателем толщиной 5 см. Вокруг
свинцовая защита. На торцах реактора отражатель не предусмотрен.
Расчеты показали, что для получения тепловой мощности 0,5 Мвт
(0,185 Мвт!л) могут быть использованы гелий и углекислый газ.
Время жизни мгновенных нейтронов в реакторе 1,6-10~8 сек.
Пиковый поток в замедлителе 2-Ю15 нейтрон!(см2-сек).
Наиболее обещающей представляется следующая конструкция
ротора-модулятора. В непосредственно примыкающем к активной
зоне отражателе имеются щели, поверхность которых составляет
около 15% его общей поверхности. Другой отражатель, способный
вращаться вокруг первого, стационарного, компенсирует недостаю-
щие участки поверхности. Замедлитель размещается снаружи дви-
жущегося отражателя. Когда внешний отражатель поворачивается,
248
он периодически перекрывает щели внутреннего. Эти моменты соот-
ветствуют наибольшей реактивности. Затем большая часть движу-
щегося отражателя размещается позади поверхности стационарного,
и его влияние на реактивность падает. Участки движущегося отра-
Рис. 8.5. Общий вид газоохлаждаемого бустера:
1—см. сечение АА; 2 — пучок электронов от линейного ускорителя; 3— вольф-
рам; 4—никелевый отражатель; 5 — B4 С; 6 — Н2О + В; 7 —горючее; 5~10В;
9, 13— внутренний отражатель; 10, 12 — электронная мишень; 11 — регули-
рующие стержни; 14 — внешний отражатель (ротор).
жателя могут быть расположены так, что они совпадут со щелями
неподвижного один или несколько раз за оборот. Можно получить
один короткий импульс за оборот (около 300 мксек при частоте
6 000 об/мин) или несколько — при меньшей скорости вращения
и фиксированной частоте импульсов.
249
Достоинство конструкции обусловлено доступностью для экспе-
риментов всего периметра реактора. Недостатком является то, что
замедлитель не примыкает непосредственно к активной зоне. Это
приводит к некоторому снижению потока нейтронов.
Подземные ядерные взрывы
Помимо ускорителей конкуренцию исследовательским реакто-
рам в области экспериментов по времени пролета нейтронов и на-
коплению трансплутониевых элементов могут составить—и дейст-
вительно составляют — подземные ядерные взрывы.
Поскольку ядерный взрыв представляет собой предельный слу-
чай работы реактора в импульсном режиме, имеет смысл хотя бы
вкратце описать его особенности и использование в научных иссле-
дованиях.
Прежде всего отметим, что характеристики взрыва заданной
мощности можно существенно варьировать, изменяя конструкцию
ядерного устройства, например уменьшая долю делящегося вещест-
ва в термоядерной взрывчатке. Поэтому приводимые ниже данные
являются сугубо ориентировочными.
Рассмотрим подземный ядерный взрыв, эквивалентный по мощ-
ности взрыву 100 000 т тринитротолуола (100 кт ТНТ). Цилиндри-
ческий заряд диаметром 45 см за время ~10-7 сек выделяет
~ 4-1021 эрг энергии, повышая температуру до 13 млн. °К и давле-
ние до 1100 Мбар. Число освободившихся нейтронов достигает не-
скольких единиц на 1025, возникает мощное у-излучение и присущее
горячей плазме рентгеновское излучение, при ионизации вещества
и в процессе деления появляются электроны. До сих пор из всех
видов излучения в исследованиях используется преимущественно
нейтронное.
При взрыве испаряется не только ядерное устройство, но и часть
окружающей среды, образуя газовый шар. Мощная сферическая
ударная волна, распространяющаяся радиально от центра, испаряет,
плавит, дробит и смещает породы. Большая часть энергии ударной
волны уходит на нагрев и разрушение окружающей породы, и толь-
ко от нескольких десятых процента до нескольких процентов энер-
гии остается на упругие волны, которые изучаются сейсмологией*.
Ядерный взрыв — самый мощный из известных источников нейт-
ронов. На обычных ускорителях можно получить до 1021 нейтронов
в год в виде импульсов длительностью 0,1 мксек. При ядерном взры-
ве мощностью несколько килотонн образуется 1024 нейтронов в им-
пульсе такой же ширины. Таким образом, при использовании ядер-
* Одним из достижений ядерной геосейсмологии является значительное—
на несколько порядков — уменьшение величины энергии, приписываемой
землетрясениям. Это заметно сказывается на геофизической оценке суммар-
ной энергии, выделяющейся при землетрясениях за год, и может привести
к изменению модели динамики земной коры.
250
ных взрывов становятся осуществимыми эксперименты, для прове-
дения которых на ускорителях требуются десятки и сотни лет.
Ядерный взрыв как источник нейтронов позволяет получить хо-
рошее разрешение (~0,5-10~9 сек/м при пролетном расстоянии
~200 м), большое среднее число нейтронов (до 1031 в расчете на одну
секунду) и значительный мгновенный поток. Последний необходим
для измерения сечений захвата нейтронов редкими изотопами, когда
приходится работать с очень малыми количествами вещества.
Разрешение 0,5-10~9 сек!м не лучше, чем в некоторых лабора-
торных установках, но гораздо большая интенсивность потока от-
крывает новые экспериментальные возможности, улучшая отноше-
ние сигнала к фону. Последнее особенно важно при работе с высоко-
радиоактивными веществами, сечения которых не могут быть изме-
рены в лабораториях с нужной точностью. К числу таких веществ
относятся спонтанно делящиеся и у-радиоактивные ядра (например,
244 Cm и осколок деления 147Рт). Уже проведенные опыты показали
возможность измерения сечений в области от нескольких электрон-
вольт до нескольких миллионов электронвольт. Не исключена воз-
можность расширения диапазона энергией до 14 Мэв за счет термо-
ядерных нейтронов.
Использование ядерных взрывов для получения нейтронов имеет
и недостатки: невозможность выделения отдельных событий приме-
нения амплитудного анализа и методики временных совпадений.
С помощью ядерных взрывов проведены интересные экспери-
менты. В одном из них на расстоянии нескольких сот метров от места
взрыва было установлено вращающееся колесо, по окружности ко-
торого нанесен тонкий слой делящегося вещества. Пучок нейтронов,
падающих на слой, был хорошо коллимирован узкой щелью, по-
этому процесс деления происходил в каждый момент лишь на опре-
деленном участке и вызывался нейтронами известной скорости. По
уровню осколочной радиоактивности оказалось возможным четко
выделить энергии, соответствующие резонансам в сечении деления.
В опытах по измерению сечений экспериментальная установка
(рис. 8.6) монтировалась над поверхностью земли в конце вакуу-
мированной вертикальной трубы диаметром 30 см и длиной 220 м.
Для выделения узких пучков нейтронов под землей на глубине 3 м
был установлен стальной коллиматор длиной также ~3 м. Простран-
ство над коллиматором, за исключением вакуумной трубы, для по-
глощения рассеянных нейтронов и у-излучения было заполнено
свинцовой дробью и бурой. Пучки нейтронов, сформированные
коллиматором, по трубе попадали на образцы и детекторы, установ-
ленные в башне над ядерным зарядом. Взрывной толчок не выводил
аппаратуру из строя, однако часть оборудования, установленная на
специальных салазках, увозилась сразу же после взрыва за зону
кратера, который образуется над местом взрыва через несколько
минут. Все детекторы установки регистрировали не отдельные со-
бытия, а интегральные эффекты, передавая информацию на осцил-
лоскопы, где она фотографировалась для последующей обработки.
251
Анализ полученной при одном взрыве информации требует месяцев
работы, однако для получения аналогичных результатов на реакто-
рах или ускорителях нужно гораздо больше времени. Таким спосо-
Рис. 8.6. Расположение оборудования для нейтроннофизических экспери-
ментов при подземном ядерном взрыве.
бом измерены, например, сечения деления нейтронами изотопов ура-
на, плутония и америция.
Другой областью использования подземных ядерных взрывов
является получение новых тяжелых изотопов, образующихся при
последовательном захвате нескольких нейтронов ядрами сущест-
вующих в природе элементов конца таблицы Менделеева. Поскольку
252
йремя жизни новых изотопов мало, то для получения их в заметных
количествах нужны взрывы, создающие потоки порядка 1024 4-
1025 нейтрон!(см?-сек). В настоящее время удается получить та-
ки^ потоки при взрывах мощностью всего ~ 10 кт.
Методика получения новых тяжелых элементов в принципе до-
вольно проста. Специальный ядерный заряд помещают под землей.
В результате взрыва часть породы, продукты взрыва и вновь соз-
данные изотопы испаряются. После охлаждения образуется расплав,
который стекает на дно полости и затем застывает в стекловидную
массу. С помощью точного бурения керны этой массы извлекают на
поверхность и отправляют в лабораторию. Здесь их анализируют,
Рис. 8.7. Зависимость стоимости термоядерного взры-
ва от его мощности.
сортируют, моют, высушивают, дробят в мелкий порошок, раство-
ряют в смеси кислот и полученный раствор пропускают через ионо-
обменные колонки. Жидкость, поступающую из последней колонки,
собирают по капле на платиновые фольги и высушивают.
Анализ радиоактивности полученных образцов дает возможность
идентифицировать содержащиеся в них новые изотопы. Так были
получены фермий (Z = 99) и эйнштейний (Z = 100). Благодаря огром-
ной величине нейтронного потока, возникающего при ядерном взры-
ве, можно получать в заметном количестве тяжелые изотопы, обра-
зующиеся при последовательном захвате ~20 нейтронов (например,
257U из 238U). Таких возможностей не обеспечивают реакторы и уско-
рители, хотя каждый из методов обладает преимуществами в своей
области.
В заключение отметим, что стоимость подземного ядерного взры-
ва зависит от мощности очень слабо—логарифмически. График
рис. 8.7 учитывает стоимость ядерных материалов, изготовления
и сборки взрывного и запального устройств. Расходы на подготовку
площадки для взрыва, транспортировку и монтаж термоядерного
заряда и обеспечение безопасности не учитываются.
Поучительным представляется также то обстоятельство, что,
затеяв обсуждение систем, конкурирующих с реакторами — источ-
никами нейтронов, мы снова вернулись к реакторам (правда, рабо-
тающим в специфических режимах бустера и взрыва).
253
§ 8.4. НЕКОТОРЫЕ ИНЖЕНЕРНЫЕ АСПЕКТЫ СОЗДАНИЯ	)
ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ РЕАКТОРОВ	/
Общие соображения	/
Изучая требования, которые предъявляются к новым реакторам,
и качества, позволяющие считать их современными, находящимися
на уровне мировых стандартов, а конструкцию прогрессивной, мож-
но заметить целый ряд общих тенденций, с разной степенью отчет-
ливости проявляющихся во многих проектах.
В предыдущих параграфах уже обсуждались вопросы роста нейт-
ронных потоков и перехода от стационарного режима к пульсирую-
щему. Эти аспекты очень важны и во многом определяют будущее
исследовательских реакторов, но их ни в коем случае нельзя считать
единственными и отрывать от других — как специфических для ис-
следовательских реакторов, так и общих для всего реакторострое-
ния. Так, при формулировании требований к первоклассному реак-
тору, т. е. при определении его назначения, развитие науки заметно
сдвигает акценты в стороны создания аппарата, наилучшим образом
приспособленного для решения какой-либо уникальной проблемы.
Правда, в большинстве случаев это означает не полный отказ от
многоцелевых схем, а подчинение всех остальных задач одной ос-
новной, четкую иерархию экспериментальных устройств.
Поучительно сравнить в этом плане близкие реакторы СМ-2
и HFIR, построенные с разрывом во времени около четырех-пяти
лет.
Реактор СМ-2 был первым по многим показателям: в нем достиг-
нут рекордный поток нейтронов; он обладает высоким качеством;
он открыл дорогу проектированию исследовательских реакторов
на эпитепловых нейтронах; в нем использован новый элемент кон-
струкции активной зоны—ловушка нейтронов, и твэлы, способные
выдержать тепловую нагрузку ~107 Мвт/м2. Наконец, он впол-
не может считаться первым реактором, пригодным для накопления
трансплутониевых элементов. При всем этом СМ-2 — реактор много-
целевой, и потери времени на вспомогательные работы с петлевы-
ми и материаловедческими каналами в нем несколько больше, чем
в аппарате HFIR. Если бы твэлы HFIR были не с алюминиевыми, а
со стальными покрытиями, условия производства в нем далеких
изотопов были бы лучше, чем в СМ-2. HFIR носит явные следы
влияния идей, заложенных в СМ-2, однако мононаправленность
обеспечила более поздней конструкции определенные преимущест-
ва перед прототипом.
Продолжая сравнение, напомним/ что одноцелевой по назва-
нию аппарат HFIR (производство изотопов в центральной полости—
ловушке) снабжен также тремя каналами для вывода пучков, че-
тырьмя наклонными технологическими каналами и 38 вертикаль-
ными каналами небольшого диаметра.
С точки зрения наличия доминирующей идеи, не терпящей от-
влечения второстепенными задачами, интересен проект импульсно-
254
\
г\ реактора — генератора нейтрино (см. стр. 261). В его пред-
варительном проекте вообще не содержится упоминания об экспе-
риментальных устройствах, кроме единственного — камеры для
детектора антинейтрино. (Другие устройства почти несомненно
появятся позже.)
Впрочем, наличие тенденции еще не означает ее полной победы.
Так, первоклассный и несомненно современный аппарат AARR*
(мощность 100 Мет, Фмакс = 4-1015 нейтрон!(см2* сек) в ловушке
и 1 • 1015 нейтрон!(см2-сек) в отражателе] — многоцелевой. Помимо
ловушки в нем предусмотрены достаточно хорошие пучки.
Естественно, специализация значительно облегчает выбор оп-
тимальной конструкции. На первых порах экспериментальные уста-
новки просто пристраивались к реактору (иногда встраивались),
где и как возможно. Однако улучшение условий облучения экви-
валентно увеличению мощности реактора. Поэтому очевидно, что
задача создания оптимальных условий опыта требует совместного
проектирования реактора и экспериментальной установки.
Петли в некоторых реакторах для инженерных испытаний, ло-
вушки нейтронов в изотопных, каналы для вывода пучков в совре-
менных реакторах для физических исследований являются приме-
ром комплексного решения проблемы.
К сожалению, всегда не простая задача оптимизации еще более
усложняется в случае многоцелевых реакторов.
Оптимизация конструкции нейтронных источников (реакторов,
ускорителей), с точки зрения опытов, для которых они предназна-
чены, и, наоборот, разработка опытов, оптимальных для постановки
на уже существующих конкретных аппаратах, представляются за-
дачами очень важными. Нет смысла строить дорогие машины для
исследовательских работ и не извлекать из них максимальной поль-
зы.
Ядерная безопасность пульсирующих реакторов
Особенности конструкции пульсирующих реакторов заставляют
с повышенным вниманием относиться к вопросам ядерной безопас-
ности (под ядерной безопасностью понимается невозможность раз-
вития неуправляемой — взрывной реакции).
Несмотря на все меры, предпринимаемые для придания модуля-
тору — устройству, с большой скоростью и на большую величину
меняющему реактивность, высокой надежности, его неисправность
не может считаться абсолютно исключенной. Поэтому проект пуль-
сирующего реактора должен содержать детальный анализ аварий-
ных ситуаций, связанных с выходом модулятора из строя. Такой
анализ всегда относится к вполне конкретной конструкции и ни-
когда не бывает очень простым.
* Argonn Advanced Research Reactor — Аргоннский усовершенствован-
, ный исследовательский реактор (проект).
255
Обычно исследуются роль быстрой обратной связи в замедлении
роста мощности, соотношение между скоростью срабатывания Аз
и допустимой (не ведущей к необратимым последствиям) скоростью
случайного введения реактивности, предельная, т. е. ведущая к раз-
Рис. 8.8. Горизонтальный разрез активной зоны и
отражателя SORA:
АЗ —активная зона; SI, S 2— водородсодержащие рассеива-
тели, дающие начало пучкам нейтронов с энергией < 1 эв;
S3 —бериллиевый ротор, дающий начало пучку с энергией
14-103 эв; S4 — рассеиватель для пучка 14-103 эв; R — орга-
ны регулирования; С—каналы для вывода пучков; СО —
стальной отражатель; ГТЗ —графитовая тепловая защита.
рушению активной зоны, скорость введения реактивности и, наконец,
энерговыделение при мощных разгонах, достаточных для испарения
топлива.
Рассмотрим проблемы ядерной безопасности на примере проекта
пульсирующего реактора SORA (рис. 8.8).
При использовании в качестве ядерного топлива урана-235 и на-
трий-калиевого теплоносителя реактор должен иметь следующие
256
параметры: I = 2-10-8 сек,, v = 283 м/сек, a = у G/м, emk = l,2x
X Ip-3, |e0/p| = 6. При этом p* = 2,2- IO-4, 0/0* = 30.
Из приведенных данных легко получить полуширину импульса
0р Ц 50 мксек и оценить отношение максимального потока к сред-
нему:’*.
фмакс/ ф ~ 6Д7.50. ю-6.50) = 340.
Средняя мощность реактора SORA~ 600 кет, его пиковая мощ-
ность должна достигать 200 Мет.
Рис. 8.9. Максимальная температура топлива при авариях классаА:
а —без обратной связи; б—истинная картина (доплеровский коэффициент=
= l,6«10"e I/° С при 250° С; коэффициент реактивности, обусловленный удлине-
нием твэлов, равен 0,018 см~~1; в—обратная связь только из-за удлинения
твэлов; 74 — порог металлургического повреждения (а—у-фазовый переход);
Т2 —порог плавления топлива.
Флюктуации реактивности вызывают большие, чем в стационар-
ном реакторе, колебания мощности и плотности нейтронов. Поль-
зуясь для оценки формулой (2.118) и параметрами Ае = 2-10—5,
t0 = &m2/w = 5-10-5, имеем
(Апмакс/пмакс) ~ у- Ае = 10%.
Следовательно, система регулирования должна справляться с ма-
лыми изменениями реактивности за время одного периода, т. е. за
1/50 сек.
На рис. 8.9 и 8.10 представлены результаты анализа двух клас-
сов выбегов реактивности на реакторе SORA: медленных или не-
257
больших, при которых топливо остается твердым и сохраняет свой-
ства твердого тела (аварии класса Л), и настолько больших, ято
часть топлива испаряется, создавая достаточное для взрывногодэаз-
рушения системы давление пара (аварии класса В).	/
При авариях класса А обратная связь по реактивности обуслов-
лена преимущественно эффектом Доплера (мгновенная) и аксиаль-
ным термическим расширением твэлов (запаздывающая на 40 мксек—
время прохождения упругой волны от конца до центра твэла). Од-
нако эта связь слабо влияет на границы металлургического повреж-
Рис. 8.10. Зависимость механической энергии (в кило-
граммах тринитротолуола) от скорости изменения ба-
зовой реактивности (в единицах 10~5/период) при ава-
риях класса В:
1, 2 — число пульсаций после начала аварии; а — металлургиче-
ское повреждение (8W = 39); б —плавление топлива (ет = 52);
в —разрушение при второй пульсации (ет = 59); а —разрушение
при первой пульсации (em= 118).
дения и плавления топлива. Они расположены соответственно при
гт = 198-10-5 и 223-10-5, т. е. превышают нормальное значение
8т в 1,65 и 1,86 раза.
Следует отметить, что порог аварии класса В лежит при =
= 238-10~5 (это только на 15-10~5 выше порога плавления) и что
при > 600-10~5 энерговыделение сохраняется на постоянном
уровне, отвечающем взрыву 105 кг ТНТ. Прекращение роста энер-
говыделения при увеличении объясняется разрушением актив-
ной зоны в момент, когда кривая е(/) еще не достигла параболиче-
ского участка.
Естественно, при работах по проекту SORA следовали устано-
вившемуся правилу: рассматривать максимально возможные ава-
рии и оценивать самые опасные последствия этих аварий. Хотя ве-
258
рсЩтность испарения горючего и взрыва установки крайне мала, по-
следствия были бы удручающими.
Поскольку основной опасностью признано разрушение системы
вращающегося отражателя с попаданием его осколков в активную
зону, эта система должна либо обладать большим запасом прочно-
сти, либо быть сконструирована так, чтобы авария была фактически
невозможна.
Завершая обсуждение вопросов безопасности пульсирующих
реакторов на быстрых нейтронах, приведем в качестве примера
краткое описание параметров СУЗ аппарата SORA.
Эффективное! ь каждого из двух стержней АЗ (молибденовые
блоки в основном отражателе) составляет 0,8%. При срабатывании
АЗ реактивность (0,1 %) компенсируется за 0,05 сек после воз-
никновения аварийного сигнала. Подкритичность на запаздываю-
щих нейтронах достигается через 0,2 сек.
Полная эффективность трех органов компенсации оперативного
запаса реактивности составляет 2,6%.
Автоматическое регулирование осуществляется двумя органами.
Основной быстродействующий регулятор представляет собой по-
воротный молибденовый полуцилиндр, обеспечивающий изменение
реактивности на 0,01%. Вспомогательный регулятор с эффектив-
ностью 0,04% служит для возвращения основного в рабочее поло-
жение. Расчеты показывают, что скачок реактивности 16-10-5
отрабатывается за 0,8 сек.
Пульсирующие реакторы на тепловых нейтронах
Итак, общие соображения о составе активной зоны реактора на
быстрых нейтронах показали, что, действительно, «быстрый» ап-
парат с пульсирующим режимом может обладать лишь сравнитель-
но небольшой средней мощностью; в реакторе первого класса время
жизни нейтронов увеличится до ~10“6 сек; он будет работать по су-
ществу на промежуточном спектре и характеристики его импульса
ухудшатся.
Дальнейший анализ дал критерии для численной оценки роста
ширины импульса и снижения отношения максимального потока
и среднему: при переходе от I ~ 10"8 к I ~ 10"6 сек ухудшение до-
стигает порядка.
Возникает естественный вопрос: быть может, стоит пойти на эти
и даже несколько большие потери, но приобрести простоту и удобст-
ва в обращении, свойственные реакторам на тепловых нейтронах?
Эта мысль представляется тем более заманчивой, что открывает воз-
можность (хотя бы принципиальную) перевести в режим пульсаций
соответствующие пучковые реакторы со стационарным потоком.
Если бы это удалось сделать, экспериментальные возможности
большинства уже построенных аппаратов расширились бы чрезвы-
чайно: по отношению к целому ряду опытов в десятки раз.
259
В техническом плане основной проблемой осуществления пуль-
сирующего реактора на тепловых нейтрона^ является создание
модулятора реактивности.	г
Примем для 0р значение 200 мксек, соответствующее /н2о, и для
1 значение 5-10"6 сек (СМ-2). Тогда скорость изменения реактивнос-
ти Г будет равна
Г-/(2,35/0р)2~7ОО сек~'.
Эта скорость в ~16 раз больше, чем в проекте SORA.
Считая геометрические характеристики реактора на тепловых
нейтронах близкими к характеристикам SORA и учитывая пропор-
циональность Г квадрату линейной скорости вращения подвижной
части отражателя v, найдем, что необходимые значения v лежат
в области 1000 4- 1 500 м/сек. Получить такие скорости из-за огра-
ниченной прочности конструкционных материалов невозможно.
Поэтому метод вращения отражателя годится лишь для создания
широких импульсов с 0р ~ 500 мксек.
Для перемещения горючего или отражателя с большими скорос-
тями можно использовать колебательное движение под действием
сил упругости или электромагнитных сил.
Имеется принципиальная возможность получить необходимые
скорости и частоты следования, используя горючее или поглотитель
в виде плазмы. Однако ускорение требуемых количеств плазмы не-
обходимой плотности, повторяющееся сотни раз в секунду, пред-
ставляет собой весьма серьезную техническую задачу.
Следует отметить, что последние способы (колебательный, уско-
рение плазмы и т. п.) требуют затрат энергии, на порядок больших,
чем ядерная энергия, выделяющаяся в реакторе. Так, например, для
колебательного движения тела весом 2 кГ со скоростью 1 000 м/сек
и частотой 200 гц необходима мощность 105 кет. Эта мощность мо-
жет быть уменьшена, если кинетическая энергия частично исполь-
зуется на разгон в следующем цикле. Но даже при использовании
99% энергии затраты мощности получаются значительными.
Вращение с большой скоростью можно осуществить, оперев
подвижный отражатель на массивный рельс. При этом, однако, по-
тери энергии на трение качения будут не менее 1 000 кет.
С этой точки зрения, а также из-за технических трудностей эти
способы являются пока нереалистичными.
В настоящее время технически наиболее рациональным представ-
ляется решение, основанное на использовании сильного поглотите-
ля, введенного в реактор. При этом поглощение тепловых и эпитеп-
ловых нейтронов будет определяться поверхностью поглотителя,
и задача изменения реактивности сведется к изменению величины
этой поверхности. Кадмиевая труба, периодически сжимающаяся
в стержень, представляла бы идеальное решение проблемы.
Без особых трудностей эта идея может быть осуществлена с по-
мощью системы вращающихся с разной скоростью кадмиевых (или
других поглощающих) цилиндров, имеющих окна (прорези) вдоль
260
образующих. При этом легко получить необходимые длительность
импульсов и частоту их следования, но нельзя получить большие
изменения реактивности. (При вращении поглощающих цилиндров
с окнами их поглощающая поверхность может меняться только на
величину порядка 25 4- 50%. Однако если внутрь цилиндров по-
местить кассету с ядерным топливом, то можно получить дополни-
тельное изменение реактивности.)
В заключение заметим, что при работах с тепловыми нейтронами
импульсы пульсирующего реактора с любым спектром слишком ши-
роки — быстрым нейтронам нужно время, чтобы замедлиться и по-
глотиться (~200 мксек даже в воде). Для уменьшения 9р на два по-
рядка снова необходим механический прерыватель, работа которого
синхронизирована с работой реактора. При этом средняя по времени
мощность пульсирующего реактора может быть все же при выбран-
ном потоке прерывателя в десятки раз меньше мощности стацио-
нарного аппарата.
О проекте реактора — генератора нейтрино
Среди многообразия элементарных частиц за последние годы все
большее внимание привлекает группа нейтрино. Наряду с прото-
нами, фотонами и электронами нейтрино входит в число стабильных
частиц.
Все физические процессы в природе обусловлены, по-видимому,
всего четырьмя типами взаимодействий между любыми материаль-
ными частицами: гравитационным, электромагнитным, ядерным
(сильным) и так называемым слабым, которое проявляется в любых
распадах частиц с образованием нейтрино.
Таким образом, свойства нейтрино являются одновременно
свойствами одного из фундаментальных взаимодействий мик-
ромира.
Важнейшая особенность нейтрино — их колоссальная прони-
кающая способность. Чтобы поглотить нейтрино с энергией в
несколько мегаэлектронвольт, потребовалась бы, например, тол-
ща железа, намного превосходящая размеры Солнечной системы.
Это обусловливает ту роль, которую играет нейтрино в астрофизи-
ческих, а возможно, и космогонических явлениях. Этим же обстоя-
тельством определяются трудности и большой размах проводящихся
сейчас нейтринных экспериментов. Лишь создание мощных ядер-
ных реакторов и огромных сооружений для ускорения протонов
до энергий свыше 1010 эв позволило, несмотря на чрезвычайные труд-
ности, зарегистрировать свободное нейтрино и сделать первые шаги
в изучении его свойств.
Так, в экспериментах на мощном реакторе-конверторе (Рейнс
и Коуэн, 1950—1959 гг.) было впервые непосредственно обнару-
жено взаимодействие свободного нейтрино с веществом. Затем на
протонных ускорителях было установлено, что в природе сущест-
вуют нейтрино двух видов: «электронные», появляющиеся при
261
распаде частиц вместе с электронами, и «мюонные», возникающие
вместе с положительными и отрицательными мюонами.
Известно, что масса покоя нейтрино очень мала и, скорее всего,
просто равна нулю, что нейтрино не обладают сколько-нибудь
заметным электрическим зарядом или магнитным моментом, но
имеют механический момент (спин).
При всей значительности полученной о нейтрино информации
следует признать ее недостаточной: особенно мало известно о зако-
нах взаимодействия нейтрино с другими частицами.
Широкое развитие нейтринных исследований невозможно без
создания мощных генераторов нейтрино.
Наиболее интенсивным источником электронных нейтрино слу-
жит мощный ядерный реактор, в котором нейтрино появляются
при p-распаде осколков деления.
К.настоящему времени, однако, возможности обычных ядерных
реакторов практически исчерпаны, так как для успешных исследо-
ваний необходимы потоки нейтрино, в тысячи раз большие тех, ко-
торые можно получить на больших реакторах—конверторах. Это
обстоятельство приводило до последнего времени к пессимистичес-
ким оценкам перспектив реакторов для будущего развития нейтрон-
ной физики.
Широкие возможности, однако, открывает в этом направлении
предложенный в Советском Союзе проект создания специального
реактора — источника нейтрино. Для коренного улучшения отно-
шения эффекта к фону космических лучей работа такого реактора
должна быть импульсной. Сооружение нейтринного генератора
представляется в настоящее время вполне осуществимой технической
задачей, решение которой по размерам капиталовложений соизме-
римо с расходами на строительство мощного исследовательского
реактора.
Накопленный опыт по конструированию и эксплуатации ИГР
позволяет рассчитывать на создание реакторов с мощностью импуль-
са кет при длительности ~1 сек. Как показывают оценки, это
позволит измерить сечение рассеяния антинейтрино на элек-
троне.
Предварительно рассмотрен ряд модификаций реактора — гене-
ратора антинейтрино. Они открывают приблизительно равные воз-
можности. Во всех случаях предполагается, что активная зона об-
разована графитовыми блоками, пропитанными ураном по освоен-
ной ранее технологии. Существенное отличие от реактора ИГР (поми-
мо размеров) заключается в Необходимости уменьшить период ос-
тывания кладки, введя в графитовые блоки трубки с теплоноси-
телем.
При сравнении различных способов получения антинейтрино
полезны следующие соотношения. Пусть п0 — число значащих от-
счетов в экспериментальной установке на один нейтрон, поглощен-
ный в ядер ном топливе (235U). При средней мощности реактора QCp
262
и длительности эксперимента t получится N3H значащих отсче-
тов:
ЛГзя = т1о^.
Число фоновых отсчетов за это же время пропорционально тэфф —
эффективному времени генерации антинейтрино, возникающих
при импульсах реактора:
/ ~_________I____
Эфф (Дт)/(Д^фф) ’
где Ат — интервал между импульсами, а А/Эфф — эффективная дли-
тельность разовой генерации антинейтрино, пропорциональная вре-
мени измерения. По порядку величины А/Эфф ~ А,-1, где X — кон-
станта распада активированных цдер, испускающих антинейтрино.
Если фон не связан с работой реактора и в единицу времени дает пф
отсчетов, то статистическая погрешность измерений будет поряд-
ка (/гф/эфф)1/2/Л^зн = (E/QcpTioJ^/ATV)1/2 (предполагается, что
пф/эфф Л/'зн). При стационарной работе реактора с тем же значе-
нием QcpTio погрешность будет больше в УАтХ раз.
Стоимость сооружения и эксплуатации реактора в первом при-
ближении определяется размерами сооружения и средней мощ-
ностью. Полезно для уменьшения средней мощности Qcp увеличи-
вать Ат, сохраняя точность измерений. Однако в импульсном реак-
торе Ат и Qcp связаны соотношением
Qcp=//At,
где / — энергия, которую способен аккумулировать реактор. По-
этому точность измерений определяется величиной ЛоФсрУ Ат =
=	Уменьшение Qcp требует увеличения /, т. е. увели-
чения размеров реактора, и выгодно лишь в определенных грани-
цах.
Рассеяние антинейтрино на электроне можно измерить, имея ин-
тегральный поток мягких антинейтрино из осколков деления, воз-
никающих в импульсе реактора, f = 1,7-1017 см~2 • У Лт сутки'-1
(считая каждый осколок источником одного антинейтрино). Дли-
тельность импульса должна быть менее 10 сек.
Для получения антинейтрино большой энергии целесообразно
активировать в реакторе практически чистый изотоп 7Li. При этом
измерения можно проводить с f = 4,5-1015 см~2 • ]/Ато//шш-1
{за защитой). Использование 7Li значительно снижает требования
к реактору, однако стоимость самого 7Li очень велика (табл. 8.1).
Дальнейшего удешевления собственно реактора можно добить-
ся, выводя облученный источник антинейтрино (XsE* = 0,85 сек)
из реактора в сборник вокруг экспериментальной установки.
263
Таблица 8.1
Сравнение вариантов реакторов — генераторов нейтрино
Примечание
1 5000
2 1000
3	500
1000
400
175
0	1250	6
25	230 2,5
10	ПО	1,5
600	85
260	1,5
125	1,5
Осколочные (мягкие) ан-
тинейтрино
Жесткие антинейтрино.
Литий неподвижен
Жесткие антинейтрино.
Скорость лития ~
~ 10 м!сек
Графит отражателя сюда не включен.
** Примесь eLi в 7Li составляет 3-10 5.
§ 8.5. ОБ ЭКОНОМИКЕ ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИХ РЕАКТОРОВ
Вопросы экономики исследовательских реакторов до сих пор
изучены весьма слабо — гораздо хуже, чем аналогичные проблемы
атомной энергетики. Понять причины такого отставания несложно.
Прежде всего наука совсем недавно стала непосредственной
производительной силой, и расходы на нее превратились в замет-
ную статью бюджета каждого промышленно развитого государства.
Поэтому финансовой стороне любых — а не только реакторных —
исследований долгое время уделялось гораздо меньше внимания,,
чем экономике промышленности или сельского хозяйства.
Однако помимо молодости трудности той отрасли экономики,
которую можно назвать экономикой науки, объясняются также
вполне объективными и совсем не временными причинами.
Во-первых, ценность результатов исследований, относящихся
к так называемым фундаментальным проблемам науки, невозможна
оценить в рублях и копейках. Естественно, что вопрос о выделении
миллионов рублей либо на изучение проблем строения Вселенной,
либо на вполне прикладные работы по технологии реакторов при
ограниченной сумме расходов на науку не может быть решен мате-
матически однозначно.
Во-вторых, могут быть разные мнения по поводу того, какими
путями идти к поставленной цели: например, следует ли сегодня
начинать строительство реактора — генератора нейтрино или стро-
ительство астрономической обсерватории. (Впрочем, сравнить тех-
нологию урановых реакторов с технологией высокого вакуума, не-
обходимого для работ по управляемой термоядерной реакции, тоже
не просто).
'Далее выступает на сцену уникальность таких крупных соору-
жений, как мощный ускоритель или исследовательский реактор.
264
(Если он похож на уже имеющиеся, его стоимость оцентиь нетрудно.)
Лишь в самом конце проектирования, после решения всех связанных
с ним задач, можно с достоверностью назвать произведенные и пред-
полагаемые затраты. При этом стоимость проектирования войдет,
как правило, в стоимость одного — в лучшем случае нескольких —
экземпляров аппарата.
И, наконец, фактор времени. Ждать конца проектирования, не
начиная строительства и изготовления узлов, — значит терять дра-
гоценное время; не ждать — значит идти на риск переделок и до-
полнительных расходов.
Все сказанное предлагается принять как оправдание некоторой
схематичности дальнейшего изложения и относительного, а не аб-
солютного характера приводимых оценок.
Для некоторых целей — в том числе для сравнительной оценки
действующих аппаратов или проектов — полезно отвлечься от спе-
цифики исследовательских реакторов и рассматривать их как обыч-
ные предприятия, выпускающие массовую продукцию. Тот факт,
что реакторы производят не бублики или гвозди, не мешает ввести
для них привычные экономические понятия: производительность,
себестоимость, качество и ассортимент продукции и т. д. Следует
только четко определить эти понятия применительно к исследова-
тельскому реактору и не забывать, что всякая аналогия не полна—
реактор все же остается физической установкой и в этом плане об-
ладает определенными особенностями.
Конечной продукцией реактора для физических исследований
являются импульсы в экспериментальной аппаратуре — незави-
симо от того, получаются ли эти импульсы за счет измерения излу-
чения образца, предварительно помещенного в реактор, или за счет
регистрации нейтронов, рассеянных в установленной на выведенном
пучке мишени. Конечной продукцией реактора для производства
трансплутониевых элементов являются новые изотопы, петлевого
реактора — нарушения структуры облучаемых образцов. Тем не
менее существует полупродукт, одинаковый для всех разновиднос-
тей исследовательского реактора — это нейтроны.
Производительность реактора удобно определить как число нейт-
ронов, полезно используемых в единицу времени. При этом полез-
ным следует считать любой акт изъятия нейтрона эксперименталь-
ными устройствами из цикла размножения — вне зависимости от
его дальнейшей судьбы. Так, все нейтроны, поглощенные экспери-
ментальной петлей или вылетевшие через канал для вывода пучка,
были отданы потребителю и должны быть отнесены на его счет. Про-
изводительность реактора не должна зависеть, например, от того,
что из-за высокого давления в петле ее стенки могут поглощать почти
весь падающий на них поток и сильно экранировать помещенный
в петлю образец, или от того, что стремление улучшить коллима-
цию пучка выводимых из реактора нейтронов увеличивает длину
канала и уменьшает интенсивность пучка на выходе.
265
Очевидно, что производительность П, нейтрон/сек, пропорцио-
нальна потоку нейтронов Ф, нейтрон!(см2*сек).
Удобно рассмотреть два предельных случая — «прозрачного»
и «черного» образцов. Если образец (мишень, петля) слабо возму-
щает поток нейтронов, то соответствующая производительность
П = П;П = Ег(2сФ°>;,	(8.26)
где индексом i занумерован образец с объемом V,; <2СФ°> —
усредненное по энергии и объему произведение сечения поглощения
на невозмущенный поток.
Если образец черный для основной части спектра, то в первом
приближении теории возмущений для сферы радиусом р при
условии, что р много меньше длин диффузии и замедления, а также
расстояния до края активной зоны,
П'ч = ^\Г^ф0/.’	(8’27)
где Si — поверхность образца; pi — логарифмическая производная
потока на этой поверхности и D — коэффициент диффузии нейтро-
нов в окружающей образец среде.
Произведение цО есть численная постоянная, не зависящая от
свойств среды. Число захватов пропорционально Ф° при pip 1
(размер шарика много меньше транспортной длины для нейтронов
соответствующих энергий) и пропорционально произведению ОФ°,
когда pip S 1 (внешний блок — эффект существен).
Ток коллимированных нейтронов в начале канала может быть
рассмотрен аналогичным образом и также оказывается пропорцио-
нальным Ф°, если радиус канала мал по сравнению с длинами диф-
фузии и замедления, что обычно имеет место.
Полная производительность реактора П равна сумме производи-
тельностей всех каналов. Если для сравнения принять, что во все
каналы загружены одинаковые образцы, то
п ~ 2 фг° или П ~2£>г фг°-	(8-28)
i	i
Стоимость одного нейтрона Сн, средняя за время /, падает с рос-
том качества реактора К; в этом и заключен смысл введения поня-
тия качества. Однако значительную роль при вычислении Сн играют
и другие факторы. По определению
7	/ t
CH = j3(f)rf/' / Jn(f)df коп1нейтрон, (8.29)
о	I о
где з — полные затраты в единицу времени. Они складываются из
амортизационных отчислений и отчислений на окупаемость и раз-
витие за, эксплуатационных расходов зэ и затрат на топливо зт:
з = за + зэ+зт.	.	(8.30)
266
Рассмотрим, прежде всего, слагаемое зт. С точки зрения выбора
оптимальной глубины выгорания оно уже анализировалось в гл. 2.
Мы запишем его в форме
зт = а^с,	(8.31)
где Q — мощность реактора, Мет; с — стоимость 1 г топлива в твэ-
лах с учетом стоимости их изготовления; х — средняя глубина вы-
горания в выгружаемых твэлах, а — коэффициент, слабо завися-
щий от типа горючего и нейтронного спектра. Для реактора на теп-
ловых нейтронах с урановым топливом
а ~ 1,5-10-5 г/(Мвт-сек) = 0,054 г/(Мвт-ч).
В величине с следует различать три основные компоненты: стои-
мость самого ядерного топлива (урана или, в редких случаях, плу-
тония) а, стоимость изготовления твэлов |3 и — с учетом потерь 8 —
стоимость регенерации облученного в реакторе топлива у:
с= (а+ ₽+?)—а(1— 8)(1— х)	(8.32)
(см. формулу 2.95). Легче всего поддается оценке величина а.
Как правило, в исследовательских реакторах используется вы-
сокообогащённый уран, цена которого очень слабо зависит от кон-
центрации 235U в топливе. Так, переход от обогащения 20 к 90%
увеличивает стоимость 1 г 235U на 13%.
Во всяком случае, несмотря на колебания цен на уран, обуслов-
ленные возможностями рудной промышленности и прогрессом тех-
нологии извлечения, вклад стоимости ядерного топлива в величину
с в каждый период времени и в каждой стране может быть предска-
зан с хорошей точностью.
Стоимость изготовления твэлов |3 зависит от целого ряда фак-
торов и в каждом частном случае определяется конкретным анали-
зом. Тем не менее можно высказать следующие соображения.
1.	Как всегда, массовость производства снижает стоимость
отдельного изделия. Поэтому выгодно использовать одинаковые или
близкие по составу и форме твэлы не в одном реакторе, а в целой
серии.
2.	Материалы и структура сердечника могут варьироваться
очень широко и серьезно влиять на стоимость твэла. Простейший
сердечник — обычно двуокись урана (UO2); один из самых сложных
— «микротвэлы» в специальном покрытии (например, из пироли-
тического графита), запрессованные в прочную (алюминиевую, ни-
келевую или даже стальную) матрицу и затем помещенные в обыч-
ную оболочку.
3.	Из-за неизбежных потерь в процессе производства (они со-
ставляют небольшую долю обрабатываемого топлива) изготовление
высокообогащенных твэлов на единицу веса топлива обходится до-
роже, чем низкообогащенных.
267
4.	В стоимость покрытия (оболочки) твэла существенным обра-
зом входит не только стоимость материала, но и его обработки.
Так, высокоточные и особо тонкостенные стальные трубки приобре-
таются скорее на метры, чем на вес.
5.	Предыдущее замечание, а также увеличение суммарной длины
твэлов при уменьшении сечения объясняют довольно резкую зави-
симость стоимости изготовления твэла от его характерного разме-
ра (диаметра или толщины): в |3 входит член, обратно пропорцио-
нальный диаметру в степени, большей 1, или толщине в степени,
близкой к 1.
6.	Сложная форма твэлов увеличивает их стоимость.
7.	Высокие требования к точности изготовления (линейным раз-
мерам, постоянству концентрации топлива по длине активной час-
ти) и надежности (вакуумная плотность, хороший контакт между
оболочкой и сердечником) подразумевают устоявшуюся технологию
и жесткий контроль качества твэлов. Последний также удорожает
производство.
Обогащение, материалы матрицы и покрытий, массовость про-
изводства также влияют на стоимость регенерированного топлива
у и потери 8.
Для очень грубых оценок можно принимать, что стоимость высо-
кообогащенных твэлов близка к удвоенной стоимости содержащего-
ся в них ядерного топлива:	•
с -2а	(8.33)
(в лучшем случае с = 1,5а).
Капитальные затраты и поэтому за, а также эксплуатационные
расходы растут медленнее, чем мощность реактора. Их относитель-
ный вклад в величину з для мощных реакторов даже с не очень вы-
сокими потоками становится малым; следовательно, строительство
одного исследовательского реактора мощностью в десятки и сотни
мегаватт представляется более выгодным, чем строительство несколь-
ких аппаратов меньшей мощности.
Поскольку в настоящее время капитальные затраты и стоимость
эксплуатации исследовательского реактора очень сильно меняются
в зависимости от их типа и основного назначения, за и зэ в общем
случае можно лишь оценить. Так, скорее аналогии с атомными элект-
ростанциями, чем конкретный анализ, позволяют утверждать, что
за^в^(1+ртр),	(8.34)
ТР
где тр — продолжительность эксплуатации исследовательского
реактора (обычно считается равной 15 4- 20 годам); в ~ (0,5 4-
4- 1,0)-106 руб1Мвт212>\ р — отчисления от капитальных затрат
на окупаемость и развитие исследовательских реакторов (~10%
в год).
Например, стоимость HFIR мощностью Q = 100 Мет составляет
15-Ю6 долл. Принимая тр = 20 лет и в = 0,7-106 долл!Мвт2/\
268
получаем за = 0,7 • 106-104/3 • 3/20 = 2,26-106 долл/год, т. е.
вполне разумную оценку. Тем не менее пользоваться формулой
(8.34) следует с осторожностью. Следует заметить, что часто вместо
произведения bQ2/3 пользуются линейной зависимостью а' + b'Q.
При оценке затрат на эксплуатацию (персонал, ремонт, электро-
энергия, вода и т. д.) можно исходить из того, что не менее 50%
величины зэ составит заработная плата работников реактора, и оп-
ределять последнюю непосредственно по штатному расписанию.
Третьим важнейшим показателем работы предприятия является
качество продукции*. В применении к исследовательским реакто-
рам качество продукции определяется возможностью использовать
нейтроны для выполнения конкретных работ. С этой точки зрения
основными представляются два критерия: абсолютная величина
потока нейтронов нужных энергий Фе и интенсивность фонового
излучения Фф. В Фф могут входить как у-излучение, так и нейтрон-
ное с большими или меньшими, чем нужно, энергиями.
Нам не известна функция, численно описывающая введенное
понятие. Однако для большинства исследований существует либо
минимальное значение Фе, либо максимальное значение Фф, де-
лающие опыт невозможным. Следовательно, аргументы этой функции
должны иметь вид (Фе/ФМ£Н — 1), (1 — Фф/Фмфкс) и, становясь
отрицательными, делать отрицательным качество.
Продолжая (быть может, с несколько излишним упорством) нашу
аналогию между обычным промышленным предприятием и исследо-
вательским реактором, необходимо, помимо его производительности,
а также стоимости и качества продукции, упомянуть еще целый
ряд весьма существенных характеристик.
К их числу относятся условия поставок, которые включают нали-
чие в реакторе достаточных объемов для размещения петель, мише-
ней или каналов; удобные лабораторные помещения для установки
регистрирующей аппаратуры; близость горячей лаборатории и, на-
конец, ритм работы реактора.
Важность учета ритма становится очевидной, если сравнивать
реакторы с непрерывной или почти непрерывной перегрузкой без
сброса мощности и реакторы, которые необходимо надолго остано-
вить для смены топлива; реакторы, допускающие свободное манев-
рирование мощностью, и реакторы, из-за опасности переотравления
ксеноном и самарием работающие в узком диапазоне разрешенных
значений потока; реакторы, работающие в стационарном режиме,
и реакторы с пульсирующим режимом, особенно благоприятным для
экспериментов с селекцией нейтронов по времени пролета.
Косвенно к ритму (но непосредственно к условиям поставок)
следует отнести также возможность создавать для каждого из одно-
временно и независимо проводимых опытов оптимальные условия.
* Не следует смешивать это понятие с К — качеством реактора [см. фор-
мулу (2.1)].
269
Характерным примером является реактор ATR, в котором стреми-
лись исключить взаимное влияние различных петель.
Разнообразию продукции и возможности ее модернизации в соот-
ветствии с изменяющимися требованиями отвечает прежде всего
гибкость конструкции реактора. Так, жидкий (скажем, тяжело-
водный) отражатель в пучковом аппарате позволяет сравнительно
легко варьировать число, расположение и размеры каналов для вы-
вода нейтронного излучения. Естественно, при этом будут меняться
также его интенсивность и спектральный состав. В петлевом реакто-
ре гибкостью конструкции должны обладать сами петли.
Наконец, если речь идет о проектируемом реакторе, то к пробле-
мам экономичности тесно примыкают многие вопросы, определяю-
щие объем и стоимость необходимых для его постройки специаль-
ных исследований (в том числе для обработки твэлов), а также вре-
мя проектирования.
Значительно более простой представляется оценка стоимости
конкретной работы (точнее, облучения) на действующем реакторе.
Поскольку некоторые исследования в принципе можно проводить
с одинаковым успехом на многих установках, такая оценка позво-
ляет освободить специализированные аппараты от проведения на
них работ, которые на других, более дешевых реакторах будут вы-
полнены с меньшими затратами.
Итак, пусть расходы на 1 ч работы реактора известны и равны
з; точно так же известна полная производительность (число избы-
точных нейтронов в единицу времени). Пусть интересующее нас
облучение проводится в Лм канале (петле) с производительностью
П^. Тогда стоимость облучения продолжительностью t часов при
полном использовании всех каналов будет равна
Ci0 = CHrV = 3^,	(8.35)
где П =	— полная производительность всех п каналов (т. е.
i	’
реактора).
Это простейшая очевидная формула справедлива для идеального
случая работы без изменения загрузки каналов, без простоев
и т. д.
Может случиться, что возможности реактора используются не
до конца (часть каналов пустует), но для экспериментов, проводи-
мых в занятых k каналах, необходима эксплуатация реактора и все-
го оборудования при номинальных параметрах. В таком случае
расходы полностью ложатся на k ведущихся опытов, и в предыду-
k<n
щей формуле следует П заменить на П(/г) = У, Пь
i
Чем больше k отличается от п, тем выше стоимость каждого
эксперимента Сго. Поэтому важно так планировать работы на реак-
270
торе, чтобы обеспечивалась его максимальная загруженность. Умест-
но также отметить, что если исследовательский реактор эксплуати-
руется не с проектным числом экспериментальных устройств (на-
пример, они вводятся в строй поочередно при работающем аппарате),
то перерасход средств на облучение неизбежен.
Помимо неправильного планирования или ограниченного спро-
са на продукцию неполная загруженность реактора может быть вы-
звана несовместимостью экспериментов во времени. Так, большое
поглощение в части мишеней (образцов, петель) вызывает потерю
реактивности, препятствующую введению остальных.
Если среди k опытов, проводимых на реакторе, kr < k таких, ко-
торые не позволяют одновременно использовать еще k2 каналов
(k2 = п — то стоимость облучения в пустующих устройствах
за данное время (стоимость несостоявшегося облучения) следует
прибавить к стоимости именно тех экспериментов, которые обусло-
вили неполную загрузку реактора. При этом добавки должны быть
пропорциональны производительности занятых каналов. Таким об-
разом, если Z-й канал не входит в число k19 то формула (8.35) остается
справедливой; если входит, то
/г2
Сго = з £/ + -£-2 Ст0.	(8.36}
п п (kJ
Первое слагаемое в этой формуле — стоимость облучения в одном
из kr каналов при полной загруженности реактора, второе — до-
бавка, вызванная тем, что в k2 каналах опыты не проводились. Сум-
ма по т дает стоимость нссостоявшихся облучений, причем Ст0 опре-
деляют по формуле (8.35). Отношение П^/П^)—доля этой стоимос-
ти, приходящаяся на опыты в f-м канале (напомним, что суммиро-
вание при вычислении П^) ведется по тем kx каналам, которые оста-
вили k2 пустующими).
Для пояснения рассмотрим следующий пример. Реактор имеет
шесть экспериментальных каналов производительностью П^ (в ус-
ловных единицах):
Номер канала	1	2	3	4	5	6
Пг	2	1	5	3	10	4
В течение 1 ч реактор работал на полной мощности, причем
эксперименты проводились в каналах 2, 3, 4 и 5. Каналы 1 и 6 оста-
вались свободными из-за опытов в каналах 2 и 5. Требуется опреде-
лить Cf0, если Со известна (Со = 1).
271
В наших обозначениях:
Сзо = -Д-=О,2;
С40 —
3
— = 0,12 «безразличные
25
опыты»;
опыты повышенной
стоимости.
Естественно, У С/о = Со = 1.
i
ЛИТЕРАТУРА
1.	Ш е в е л е в Я- В. Доклад № Р/374 (СССР), представленный на Третьи
международную конференцию по мирному использованию атомной энер
гии. Женева, 1964.
2.	Бондаренко И. И., Стависский Ю. Я- «Атомная энергиях
7, 417 (1959).
3.	«Атомная техника за рубежом», 9, 4; 10, 4; 12,8 (1967); 6, 16(1968).
4.	Е р ы к а л о в А. Н., Петров Ю. В. «Атомная энергия», 25, 5
(1968).
5.	Ц ы к а н о в В. А. «Атомная энергия», 5, 14(1963).
г. А-БАть;;гЕйо4ёй^
----	1 '• КАБАНОВ
• 
ИССЛ E ДОВАТЕ Л ЬС КИ Е
П -Г"».।.*1 it— II—
ЯДсРНЫЁ
РЕАКТОРЫ
НИМ1ПП|Юи(НММ10ПАГ«МтМ
«гмит<икм?1‘ tfi*wwwMWU*<’ftw««M»MW*»'*««»Hi«4U«‘*aww»»««M'K‘<‘’4r‘Ka',‘‘«'4r*(«<i«»«Mi
А. Г О М И 3 Д А
т • 1 9 7 2