Прямоточные воздушно-реактивные двигатели Бондарюк М.М. Ильяшенко С.М., страница 59

Атомная концентрация, очеРаат видно, равна Вероятность столкновения, приводящего к делению, од , одного нейтрона с любым нз У атомов делящегося вещества в единице об е о ъема, или «макроскопическое> сечение, равно Х-"— ае леАРел Раел — аее от— г '4леа Ралт Следовательно, активность А равна (11. 13) Р 4лел Раке лриг. 198. Схема активной зоны гетероген- ного реактора, Подставив найденную величину активности (11.13) в выражение тепловой мощности (11.

9) и использовав (11. 10), получим д( Еьтае1р Рл.л у 1ЧАеу р 0 628.10ееА л Р 3.10езА ел Поперечное сечение деления атома урана-235 о =549 10 " сьга1 А„>=235 г/моль; ФА — — 6 10" агпоаг!моль. Тепловая мощность реактора определяется произведением нейтронного потока на массу делящегося вещесгва 3 10'г.235 В дальнейшем мы увидим, что нейтронный поток, а следовательно, и тепловую мощность реактора можно менять от нуля до максимума, изменяя положение регулирующих стержней.

Теплота, выделяющаяся в реакторе, должна отводиться охладителем. Чем выше тепловая мощность, тем больше теплоотвод, тем выше температура активной зоны, тем больше потребный расход охладителя. Предельная температура, которую способен выдержать реактор, определяется термическими свойствами делящегося вещества, замедлителя, охладителя и конструкционных материалов. В гетерогенных реакторах теплота выделяется только в блоках ядерного горючего. В гомогенных реакторах тепловыделение происходит во всей массе активной зоны.

Нейтронный поток в существующих энергетических реакторах, описанных ~в открытой литературе, не превосходит 1О'г нейтр1сек смг. Пример 1. Найдем мощность, выделяющуюся в! кг чистого урана-235, если нейтронный поток е= 10гд нейтр1сгк гмг. Подставив в формулу (11.15) Р,д = 1000 г, получим АГО = 4,6 !О-муРддд — 4,6 10 — м.10гд 1000 = 4600 кгт)кг. дгля того чтобы снять столь высокую удельную мощнссть, активный блок следует омывать интенсивным потоком охдадителя.

Пример 2. Найдем средний нейтронный поток, при котором удельная мощнсстгь т. е. мощность, приходящаяся на единицу массы гомогенного реактора, достигнет 100 кгт/кг, если весовое содержание вдерного горючего Рдел — = 0,01. Рддт Иг (11. 14), получим 0,625 1ОггАдддйгтд Рдт 0,625 10'г 235 100 10 д)ЕГгл Рд,д 549. 10 — гг. 200.6.

10гг. 0,01 = 2,24 10гд нейтр.1сек, смг. Найденный нейтронный поток не выходит га пределы, уже достигнутые в существующих энергетических установках. й 3. ИЗЛУЧЕНИЕ РЕАКТОРА. ЗАЩИТА Работа реактора сопровождается мощным излучением. При распаде делящегося вещества образуются осколки деления, нейтроны, электроны и гамма-кванты. Большая часть осколков деления представляет собой радиоактивные изотопы, продолжающие самопроизвольно распадаться с выделением всех видов радиоактивного излучения: альфа-частиц, бета-частиц и гамма-квантов. Нейтроны утечки, покинувшие реактор, захватываются ядрами атомов окружающих веществ, образуя новые радиоактивные изтопы. Гамма-лучи и нейтроны губительны для человеческого организма, так как под их воздействием молекулы белковых веществ и живые биологические клетки разрушаются.

Единицей гамма-облучения служит рентген. Один рентген — этс такое количество лучистой энергии, которое образует в одном кубическом сантиметре воздуха столько ионов одного знака, что их суммарный заряд составляет одну электростатическую единицу количества электричества.

Гамма-облучение обладает кумулятивностью: разрушения, производимые облучением, способны накапливаться. Опыт показывает, что любая доза облучения вредна; максимальное количество лучей, которое человек может получить в течение всей своей жизни, не опасаясь за свое здоровье и здоровье своего потомства, не должно превышать 85 рентген, Доза в 450 рентген обычно бывает смертельной, Защита от гатлма-излучения. Гамма-лучи поглощаются средой. Поэтому по мере увеличения пробега гамма-кванте~в интенсивность излучения уменьшается. Число частиц, пролетающих ежесекундно через единицу поверхности, расположенную нормально к направлению луча, называют потоком.

Обозначим поток гамма- квант на входе в данную среду через 1,; поток после прохожденик расстояния х обозначим через 1,. Можно показать, что для параллельного потока 1„=1ОВв-~" (11. 1б): где х — расстояние в см;  — фактор накопления, измеряемый экспериментально; В=1; р — коэффициент ослабления (табл. 11. 2) . Таблица 11.2 Полный коэффициент ослабления и для гамма-лучей с энергией 2 Мзс в сгт — т р г/сгсг р г1смг и см — ' и см Материал Материал 0 055.10 — з 0,047 0,09 0,12 0,00122 1,00 2 2,7 Железо Свинец Уран 7,8 11,3 19 0,35 0,53 0,95 Воздух Вода Бетон Алюминий Поток на расстоянии х от точечного источника, излучающе- го по всем направлениям Ф квант ежесекундно, очевидно, равен 12= Т-тсвант1сетс сдгг.

Ат (11. 171 0 4ихг С учетом поглощения в среде получим в — ех ВАт 4ихг (11. 181 361 Местная интенсивность излучения измеряется, например, посредством ионизационной камеры, главной частью которой являются две пластинки, к которым приложена разность потенциалов, недостаточная для возбуждения разряда. Под влиянием гамма-излучения газ: между пластинками ионизируется и в цепи возникает ионизационный. ток, сила которого будет тем больше, чем больше поток ионизирующих частиц. Доза облучения пропорциональна количеству протек. щего по цепи электричества, которое измеряется посредством вклю. ченного в цепь счетчика. Серийный дозиметр, выпускаемый нашей промышленностью, показан на фиг. 199.

Шкала счетчика нередко градуируется в Ъ оентгенах. Подсчитаем, насколько велико будет 'Г ' '" ' . „, излучение реактора с тепловой мощностью, равной мощности современного реактивного бомбардировщика. Каждое ядерное деление сопровождается излучением около 5 гамма-квантов с энергиями в среднем по 2 Мвв, Допустимая интенсигвность,излучения в радиометрических лабораториях составляет 800 гамма-квант(см'сек. Вспомним, что мощность в 1 квт соответствует 3 10" дел/сек. Тепловая мощность тяжелого восьмимоторного реактивного бомбардировщика с суммарной тягой 1г =36 000 кг при удельном расходе горючего С,=0,9 кг)час кг равна Евиг, 199. Общий вид доаи метра.

и =Н О =Н йс 1обоо.збооо о,9 ' збоо звю =94500 ккал/сек = 400 000 квт. В реакторе с подобной тепловой мощностью будет происходить 3 10'а 0,4 1О'=1,2 10'а делений в секунду, при которых будет образовываться И=5 1,2 ° 10"а=б 10" гамма-квантов. Приняв, что редактор представляет собой сферу с радиусом 50 см, найдем, что поток тамма-квантов на границе реактора = 2 10" гамма-квант(сек см'. Ф б 10'а 4ихе 4 3,14 ЗОа Подставив в уравнение (11. 18) коэффициент ослабления из табл.

11. 2 и приняв, что В=1, можно найти расстояние, на котором .поток гамма-излучения снизится до допустимой величины 1,= =800 гамма-квант1сек сме. Для воздуха 1г=0,065 ° 10 а; х=1,6 км. Для свинца,.=0,53; х=54 см. Проделанный расчет показывает, как велико излучение реактора :и как должны быть велики вес и толщина защитного слоя. Из уравнения (11. 16) видно, что если относительное ослабление потока — задано, то произведение рх тоже должно быть задано: Таким образом, толшина плоского защитного слоя обратно пропорциональна полному коэффициенту ослабленинл ге !и— х= 1 р (11. 19) Вес защитного слоя й 4.

СБОРКА, ПУСК В ХОД И УПРАВЛЕНИЕ РЕАКТОРОМ Сборку гетерогенных реакторов можно производить следующим способом: собирают сооружение из конструкционных материалов, системы охлаждения, замедлителя и зашиты в отсутствии деляшегося вешества, для которого оставляют специальные каналы. Затем в готовый реактор вводят такое количество активных стержней, что масса делящегося вещества становится критической и ~в реакторе развивается незатухаюшая цепная реакция деления.

О наступлении критичности узнают по быстрому нарастанию излучения. Наблюдение за излучением ведут при помощи приборов, вмонтированных в толшу активной зоны реактора. Так производилась сборка реактора первой в мире советской атомной электростанции '. Сборку гетерогенного реактора можно также производить в присутствии активного вещества, например, из блоков урана и замедлителя. Так была произведена сборка первого чикагского реактора. ' Реакторосгроение н теория реакторов, Доклады Советской делегации на конференции по мирному испольаованию атомной энергии, Женева, 1955, ивд. АН СССР, 1955. Р =Яхр — — о1п— (11.

20) р г» где Я вЂ” поверхность плоского зашитного слоя. Частное от деления плотности на коэффициент ослабления имеет для большинства веществ примерно одну и ту же величину: Р ж20. Поэтому плоские зашнтные экраны, сделанные из различных материалов, весят примерно одинаково, но имеют разную толщину. Если реактор имеет воздушное охлаждение, то охлаждаюший воз дух, облучаемый нейтронами, становится радиоактивным за счет превращения азота И'м в радиоактивный изотоп углерода Се'а с периодом полураспада 5700 лет.

Отравление атмосферы радиоактивным углеродом делает применение реакторов с воздушным охлаждением и незамкнутым циклом охлаждающего воздуха нежелательным. Для обеспечения безопасности обслуживающего персонала работаюшие реакторы снабжаются контрольными дозиметрическими приборами. Управление реакторами всегда делается дистанционным и автоматическим. При сборке реактора применяются манипуляторы и другие дистанционные механизмы. Наблюдение за сборкой ведется при помоши перископических приборов и телевизионных установок. Для предотвращения взрыва, который может произойти при случайном превышении критических размеров, служат аварийные стерж ни из материалов, поглощающих нейтроны, которые в случае перехода нейтронного потока за допустимый предел автоматически вводятся в активную зону. Аварийные и регулирующие стержни изготовляют из материалов с большим сечением захвата: из кадмия, бора или из ик соединений (см.

табл. 11. 1). Величина нейтронного потока, а следовательно, и мощность реактора зависят от глубины погружения стержней: с увеличением погружения поглощение нейтронов увеличивается, реактивность уменьшается, а вместе с тем убывает и нейтронный поток. При достаточном погружении коэффициент размножения становится меньше единицы и реакция затухает. Для пуска реактора в него иногда вводят посторонний источник нейтронов, например, ампулу, содержащую смесь металлического бериллия с каким-либо природным радиоактивным альфа-излучателем — радием или полонием. Столкновение альфа-частиц с ядрами бериллия сопровождается излучением нейтронов: Ве1+ а4 — э С,"+ и,'.

Нейтроны от бериллий-полониевого источника или блуждающие нейтроны вызывают деление ядер урана-235. Для того чтобы реакция могла нарастать, удаляют аварийные стержни и постепенно выводят регулирующие, пока коэффициент размножения не станет боль. ше единицы. Нейтронный поток в реакторе нарастает, тепловыделение увеличивается и температура активной зоны растет. Длина диффузии нейтронов и расстояние, на котором быстрые нейтроны замедляются до «тепловой» скорости, возрастают, плотность активного вещества убывает, утечка нейтронов растет, реактивность уменьшается. Таким образом, процесс нарастания мощности является до некоторой степени саморегулирующимся.