Глава 1. некоторые этапы в Истории развития канального направления в атомном реакторостроении
1.1. Первые "ядерные котлы"
Реактор СР-1
Со времени открытия в 1939 г. ядерной реакции деления урана до осуществления первой самоподдерживающейся цепной реакции в природном уране, осуществленной группой физиков под руководством Э. Ферми в Чикаго в 1942 г., прошло около трех лет. Территориально первый реактор СР-1 был размещён на теннисном корте под западными трибунами стадиона Чикагского университета, поэтому у него несколько названий: West Stands reactor, чикагский реактор и реактор Ферми.
Основная цель эксперимента заключалась в том, чтобы проверить предположение о возможности самоподдерживающей реакции деления урана при использовании графита в качестве замедлителя нейтронов, а также в демонстрации возможности создания реактора для производства плутония.
Реактор СР-1 представлял собой сооружение с основанием 9х9 м и высотой 6 м (рис.1.1). Для того, чтобы свести к минимуму отношение поверхности к объёму и, таким образом, максимально уменьшить утечку нейтронов из активной зоны, стремились к тому, чтобы реактор хотя бы приближённо имел сферическую форму. Самый чистый графит устанавливался ближе к центру реактора, где нейтронный поток наибольший и где наличие примесей нежелательно. Графитовые блоки имели квадратное сечение со стороной 104 мм и высотой 415 мм. Графитовые блоки, размещенные в активной зоне, имели отверстия для установки 19480 твэлов, имевших вид псевдосфер (цилиндр с закругленными торцами), из спресованной окиси урана. Вес одного твэла составлял ~ 2,12 кг. Они образовывали кубическую решётку с шагом 209,5 мм. Твэлы не имели оболочки и не охлаждались, поэтому мощность реактора не превышала 100-200 Вт. Активная зона снаружи была окружена графитовым отражателем толщиной 30,48 см. Вес графита замедлителя составил 360 т, а вместе с графитовым отражателем - 385 т. Общий вес реактора составил около 1400 т.
Рис.1.1 Эскиз Чикагского реактора СР-1
Аварийные стержни были изготовлены из кадмия, а регулирующие стержни - из бористой стали. Регулирующие стержни имели дистанционную индексацию положения и управлялись с помощью электрических двигателей как вручную реостатом, так и автоматически по току, выдаваемому ионизационными камерами с трёхфтористым бором (для поддержания уровня потока постоянным).
Когда поток превышал определённый заданный предел два аварийных стержня вводились в реактор под действием собственного веса, если разжималось закрепляющее устройство специальной предохранительной блокировкой. Случайный вывод аварийных стержней из реактора предотвращался. Для надёжной остановки реактора в него можно было ввести дополнительные полоски кадмия. Когда все поглотители нейтронов удалялись из реактора коэффициент размножения равнялся 1,0006.
Реактор СР-1 впервые был пущен 2 декабря 1942 г. и работал некоторое время на низких уровнях мощности до 0,5 Вт, как было установлено по величине нейтронного потока /1/.
12 декабря 1942 г. уровень мощности реактора был доведён до 200 Вт.
Из-за необходимости защиты персонала от облучения при непрерывной работе реактора и существования утечки радиоактивных газов и паров, содержащих продукты деления, реактор был демонтирован и вновь собран в Аргоннской лаборатории, но уже с защитным экраном из бетона и вытяжной вентиляцией и назывался СР-2 (рис.1.2). Реактор мог безопасно работать на уровне мощности 100 кВт.
Графитовая кладка реакторе СР-2 была продолжена в виде тепловой колонны, что позволило получать медленнее нейтроны вне реактора для экспериментальных целей.
Рис.1.2 Реактор СР-2. Видны отдельные графитовые блоки.
1 – тепловая колонна; 2 – дерево; 3 – свинец; 4 – графит; 5 – бетон.
Реактор Ф-1
Работы по созданию уран-графитового реактора в СССР начались под руководством И.В. Курчатова весной 1943 г. и завершились успешным его пуском 25 декабря 1946 г. К июню 1946 г. для реактора (рис.1.3) было построено специальное здание с бетонной шахтой размером 10х10 м и глубиной 7 м ниже уровня земли. Активная зона и отражатель набирались послойно из графитовых блоков размером 100х100х600 мм и весом около 10 кг. В общей сложности потребовалось около 400 т графита /2, 3, 4/.
 |
Рис. 1.3 Внешний вид здания “К” реактора Ф-1
В отверстия блоков активной зоны помещались изделия из металлического урана и оксида урана. Загрузка активной зоны составила 45,07 т:
· 3143 брикета из оксида урана размером 49х58х67 мм и весом 0,88 кг каждый;
· 7473 шара из оксида урана диаметром 80 мм и весом 1,18 кг каждый;
· 2503 блока из металлического урана диаметром 32 мм, длиной 100 мм и весом 1,4 кг каждый;
· 17523 блока из металлического урана диаметром 35 мм, длиной 100 мм и весом 1,7 кг каждый.
Схема элементарной ячейки активной зоны приведена на рис.1.4.
Рис.1.4. Схема элементарной ячейки активной зоны реактора Ф-1
В реакторе были созданы 3 вертикальных канала для стержней системы управления и защиты, 5 экспериментальных горизонтальных каналов (рис.1.5) и один экспериментальный туннель (рис.1.6). Вертикальные каналы диаметром 57 мм углублялись в реактор до 18-го слоя кладки и размещались в центральной его части: для стержня регулирования - точно в центре, для аварийных стержней - на расстоянии 600 мм от центра. Горизонтальные каналы были сквозные и проходили через реактор также вблизи его центра. Три из них были цилиндрические - диаметром 32 мм (один) и диаметром 57 мм (два), и два - квадратным сечением 100х100 мм. Горизонтальные каналы, при необходимости, могли заполняться стандартными графитовыми блоками. Горизонтальный экспериментальный туннель с поперечными размерами 400х600 мм также, при необходимости, мог заполняться стандартными графитовыми блоками.
Рис.1.5. Вертикальный разрез реактора Ф-1
1 – вертикальные каналы для стержней СУЗ; 2¸6 – горизонтальные каналы;
7 – экспериментальный туннель с поперечным сечением 400х600 мм; d - индекс загруженного урана по физическому контролю.
Рис.1.6. Горизонтальный разрез реактора Ф-1
1¸13 – вкладыши туннеля размером 40х40х60 см;
Наличие туннеля позволяло помещать в центре реактора различные вкладыши для проведения необходимых экспериментов. Перемещение графитовых блоков и туннельных вкладышей осуществлялось с помощью толкателя с наружной вертикальной площадкой размерами 400х600 мм. Толкатель приводился в движение электродвигателем (рис.1.7).
Рис.1.7. Схема перемещения содержимого экспериментального туннеля реактора Ф-1м
Реактор Ф-1, как и реактор СР-1, не имел системы охлаждения и биологической защиты от радиационных излучений, сопровождающих цепную реакцию, но реактор Ф-1 был оснащён системой вентиляции для подачи воздуха в шахту, производительностью около 7000 м3/ч. Такая производительность обеспечивала радиационную защиту реактора на мощности до 10 кВт. При пусках, когда мощность реактора поднималась до уровня более 100кВт, а кратковременно даже до 4 МВт, весь обслуживающий персонал из здания удалялся, и управление реактором осуществлялось дистанционно с пульта, находившегося на расстоянии 1000 м от здания реактора. При работе реактора на мощности 500-1000 кВт фон в здании возрастал в десятки раз, а биологически опасная зона вокруг здания реактора имела радиус 200 м.
Реактор Ф-1 явился ценным инструментом для проведения экспериментальных исследований, результаты которых были использованы при разработке первого проточного промышленного реактора.
Проточные промышленные канальные реакторы США и СССР
Первыми промышленными реакторами США и СССР, предназначенными для наработки плутония, были проточные реакторы, в которых охлаждающая вода, пройдя через реактор, сбрасывалась в открытые природные водоемы и реки.
На Хенфордской площадке в США построено восемь проточных реакторов, в которых для охлаждения активных зон речная фильтрованная вода по системе трубопроводов подавалась к каждому технологическому каналу. После прохождения через технологические каналы вода через систему отводящих трубопроводов возвращалась в реку.
Американские реакторы условно распределены на 2 категории. К первой категории относятся реакторы "В", "Д", "F", "ДR", "Н", "С", а ко второй - реакторы "КЕ" и "КW"(реакторы второй категории имели большую мощность). Конструктивно все эти реакторы выполнены с горизонтальным положением каналов и, следовательно, с соответствующими обслуживающими системами и строительными сооружениями.
Проточные промышленные реакторы СССР имели названия "А", "И-1", "АВ-1", "АВ-2", "АВ-3", "АД", "АДЭ-1". При этом рядом с реактором "А" был построен канальный исследовательский реактор "АИ". Отличие советских реакторов от американских в том, что они все конструктивно выполнены с вертикальным расположением технологических каналов.
1.2.1.Реактор "В" в США стал первым в мире крупномасштабным промышленным реактором. На этом реакторе был получен делящийся материал для первого ядерного устройства и для бомб, сброшенных на Японию в 1945 г.
Начало эксплуатации реактора - сентябрь 1944 г., окончание эксплуатации - февраль 1968 г., начальная мощность- 250 МВт, предельная мощность – 2160 МВт, число технологических каналов – 2004 шт. Замедлитель - графит, охладитель - вода, которая подавалась в реактор восемью насосами производительностью 11 355 л/мин каждый.
Как уже сказано, все реакторы Хенфордской площадки выполнены с горизонтальным положением технологических каналов, при этом каналы стержней регулирования и аварийной защиты располагаются перпендикулярно технологическим каналам: стержни аварийной защиты установлены вертикально; регулирующие стержни - горизонтально.
Каждый реактор первой категории оснащён следующими системами жизнеобеспечения:
· системами забора, подготовки охлаждающей воды и распределения её по технологическим каналам;
· системой выдержки и сброса воды после реактора;
· системой подготовки защитного газа из смеси гелия и азота;
· системой загрузки и выгрузки топлива;
· системой управления и защиты;
· системой внешнего электропитания;
· системой бассейнов выдержки отработавшего топлива.
Реакторы второй категории отличались большими геометрическими размерами и, соответственно, мощностью. Так реактор "КЕ" имел начальную мощность 1850 МВт, а предельную – 4400 МВт. В реакторе было 3220 технологических каналов. Он был введен в эксплуатацию в апреле 1955 г., а выведен из эксплуатации в январе 1971 г.
1.2.2.Первый промышленный реактор «А» в СССР был построен на Челябинском комбинате, ныне комбинат "Маяк" г. Озёрск.
Пуск реактора, проект которого был разработан в «Гидросекторе» НИИхиммаша, осуществлён 19 июня 1948 г. Руководителем проекта и Главным конструктором реактора был директор этого института Николай Антонович Доллежаль, при прямом участии которого проводились конструкторские разработки реактора и стендовые испытания основных его узлов. Научное руководство осуществлял Игорь Васильевич Курчатов.
Активная зона реактора (рис. 1.8) набрана из графитовых колонн в форме вертикального цилиндра диаметром 9,2 м и высотой 9,2 м. Колонны, в свою очередь, составлены из графитовых блоков высотой 600 мм и квадратны в сечении - 200х200 мм. На всю высоту в блоке выполнено центральное отверстие диаметром 44 мм. Общий вес графитовой кладки - 1000 т. В 1139 колоннах установлены технологические каналы и каналы управления. Колонны графита, установленные вокруг этих 1139 колонн, играют роль бокового отражателя. Графитовая кладка опирается на стальную цилиндрическую коробчатую конструкцию, в которую вварены трубы-тракты с шагом 200х200 мм. Через эти тракты проходят трубы технологических каналов и каналов СУЗ. Кладка окружена кольцевым баком шириной 1,3 м, который заполняется проточной водой. Сверху кладка закрыта верхней защитной цилиндрической коробчатой металлоконструкцией, опирающейся на бак боковой защиты. В верхнюю металлоконструкцию также вварены трубы-тракты для прохода технологических каналов и каналов системы управления и защиты. Трубы-тракты верхней и нижней металлоконструкций и отверстия колонн графитовой кладки расположены соосно для установки в ячейки технологических каналов. Как верхняя, так и нижняя металлоконструкции засыпаны смесью песка, боратовой и железной руды. Вокруг бокового бака реактора возведены железобетонные стены толщиной 3 м.
Конструкция и размеры биологической защиты реактора допускают непосредственное обслуживание реактора в период его работы на полной мощности.
Технологический канал выполнен в виде трубы, состоящей из нескольких частей:
· технологическая труба, проходящая через кладку, изготовлена из алюминиевого сплава диаметром 43 мм с толщиной стенки 1 мм; на внутренней поверхности трубы по всей длине имеются 3 ребра; рёбра технологической трубы обеспечивали дистанционирование блоков от стен трубы с целью равномерного охлаждения рабочих блоков водой;
· сальниковая труба, которая в рабочем положении располагается на уровне верхней металлоконструкции в трубе-тракте;
· запорное устройство.
Технологические трубы предназначены для загрузки в них рабочих блоков. Блок выполнен в виде стержня из урана, покрытого чехлом из алюминиевого сплава. Длина рабочего блока 102 мм, диаметр 35 мм.
В один технологический канал загружается 74 блока. Для установки блоков в заданном районе по высоте активной зоны, в технологические каналы предварительно загружались цилиндрические блоки из алюминия, которые являлись опорой для рабочих блоков и располагались в районе труб-трактов нижней металлоконструкции.
Загрузка и выгрузка блоков проводилась на работающем реакторе. Под реактором были смонтированы разгрузочные устройства. Сверху каждый канал оснастили запорным устройством, которое позволяло производить через него загрузку блоков в канал.
Первоначально реактор "А" предполагалось эксплуатировать в течение 3-х лет. Однако заложенные в конструкцию основных узлов реакторной установки запасы по работоспособности и надёжность работы оборудования с учетом последующей модернизации позволили поднять мощность реактора в 5,3 раза и эксплуатировать его 38,5 лет.
Пуск и эксплуатация реактора "А" поставили также новые задачи, обусловленные необходимостью получения трития, отработкой новых режимов эксплуатации реакторов, необходимостью проведения материаловедческих исследований и исследования новых типов топлива. Для этих целей был спроектирован и построен рядом с реактором "А" исследовательский реактор "АИ" (см. рис. 1.9).
Рис.1.8. Продольный разрез реактора «А»
Рис. 1.9. Продольный разрез реактора «АИ»
1 – верхняя водяная коммуникация; 2 – технологический канал; 3 – трубчатый барабан; 4 – кладка графитовая; 5 – боковая биологическая защита; 6 – боковая ионизационная камера; 7 – кожух; 8 – активная зона; 9 – опорная металлоконструкция;
10 – экспериментальный канал.
1.2.3. Реактор "АИ" – уран-графитовый, канальный, охлаждаемый проточной водой. Активная зона реактора набрана из 248 графитовых колонн с технологическими каналами. Диаметр графитовой кладки реактора - 4,4 м, высота - 5,8 м. Реактор "АИ" был пущен в 1950 г. и остановлен в 1987 г.
На реакторе был наработан тритий для первой водородной бомбы в СССР и проведён комплекс экспериментальных исследований, результаты которых легли в обоснование дальнейшего развития реакторостроения. На реакторе выполнены программы комплексных исследований новых топливных каналов на разных петлевых установках, включая петлю для реакторов РБМК. На реакторе "АИ" также впервые проведена частичная замена графитовой кладки.
1.2.4. Реактор "И-1" вобрал в себя опыт строительства и первого периода эксплуатации реактора "А", реакторов типа АВ и экспериментальные данные, полученные на исследовательском реакторе "АИ". Реактор заглублён относительно поверхности земли так, что верх графитовой кладки находится на отметке «минус» 8 м.
Графитовая кладка, составлена из 2725 колонн высотой 7,6 м. каждая из которых собрана из отдельных графитовых блоков. Блоки имеют квадратное сечение со стороной 200 мм и осевое отверстие диаметром 86 мм. Для набора колонн использовались блоки высотой 200, 400, 500 и 600 мм. Из общего числа колонн графитовой кладки для установки технологических каналов и каналов управления и защиты предназначена 2001 колонна. В отверстия графитовых колонн на всю высоту устанавливаются графитовые втулки с толщиной стенки 20 мм. Эти втулки периодически, в зависимости от технологического износа и изменения формы заменялись новыми. Периферийные колонны (724 шт.) играют роль отражателя и расположены равномерно в 3 ряда вокруг графитовых колонн с технологическими каналами. Отверстия колонн отражателя заполнены графитовыми стержнями. Полная масса графита в реакторе 1340 т, объём 804 м3. Для кладки применён графит очень высокой чистоты. Содержание примесных элементов ~ 1,05. 10-2 %. Кладка располагается в герметичном реакторном пространстве, образованном металлоконструкциями реактора. Металлоконструкции реактора, включающие нижнюю опорную конструкцию, боковую биологическую защиту, кожух, верхнюю защитную конструкцию, размещены в железобетонной шахте с толщиной стен 2 м.. Пространство между стенами шахты и боковой биологической защитой заполнено песком. Под опорной металлоконструкцией расположен бак организованного приёма теплоносителя из технологических каналов. Из бака по сливным коммуникациям теплоноситель попадает в приёмные бассейны.
Для установки технологических каналов и каналов системы управления и защиты в нижней и верхней металлоконструкциях и в нижнем сливном баке вварены трубы, которые вместе с отверстиями в графитовой кладке образуют тракты технологических каналов. Тракты размещены по квадратной решетке с шагом 200х200 мм. Части технологических каналов, находящиеся в графитовой кладке и трактах нижней опорной металлоконструкции, изготовлены из алюминиевых труб диаметром 43 мм, с толщиной стенки 1,25 мм. Технологическая труба канала имеет на внутренней поверхности 5 продольных рёбер. Технологические каналы по мере износа периодически заменялись. Загрузка каналов производилась сверху из центрального зала. Сначала загружались алюминиевые блоки "подушки", затем рабочие урановые блоки диаметром 35-37 мм, длиной 102,5 мм, покрытые чехлом из алюминиевого сплава.
Для охлаждения рабочих блоков через систему водяных коммуникаций в каждый технологический канал подавалась вода. Из канала вода сливалась в нижний бак через водосброс. Верхние водяные коммуникации включали в себя: напорные коллекторы, групповые коллекторы, систему расходомерных устройств. В нижней части реактора предусмотрены устройства водосбросов из каждого канала.
Для выгрузки блоков из каналов под реактором смонтированы устройства кассетного типа, управляемые дистанционно. Через эти разгрузочные устройства блоки попадали в бункер, из которого гидротранспортом подавались в бассейн выдержки. После выдержки блоки отправлялись на переработку.
Реактор "И-1", построенный на Сибирском химическом комбинате, эксплуатировался с 1955 г. по 1990 г. Надёжность конструкции, грамотная эксплуатация, проведённые ремонты и модернизации, позволили увеличить производительность и срок службы реактора с 10 лет, назначенных проектом, до 35 лет. На момент окончательной остановки каких-либо нарушений конструкций, способных привести к снижению работоспособности, реактор не имел.
Специалисты ОКБМ (г. Нижний Новгород) разработали проекты проточных реакторов "АВ-1", "АВ-2", "АВ-3", "АД" и "АДЭ-1", которые введены в эксплуатацию соответственно в 1949, 1951, 1952, 1958 и 1962 гг.
