: … довольно банально, но тем не менее я так и не нашел инфу в удобоваримой форме — как НАЧИНАЕТ работать атомный реактор. Про принцип и устройство работы всё уже 300 раз разжеванно и понятно, но вот то как получают топливо и из чего и почему оно не столь опасно пока не в реакторе и почему не вступает в реакцию до погружения в реактор! — ведь оно разогревается только внутри, тем не менее перед загрузкой твлы холодные и всё нормально, так что-же служит причиной нагрева элементов не совсем ясно, как на них воздействуют и так далее, желательно не по научному).
Сложно конечно такую тему оформить не «по научному», но попробую. Давайте сначала разберемся, что из себя представляют эти самые ТВЭЛы.
Ядерное топливо представляет собой таблетки черного цвета диаметром около 1 см. и высотой около 1.5 см. В них содержится 2 % двуокиси урана 235, и 98 % урана 238, 236, 239. Во всех случаях при любом количестве ядерного топлива ядерный взрыв развиться не может, т.к.для лавинообразной стремительной реакции деления, характерной для ядерного взрыва требуется концентрация урана 235 более 60%.
Двести таблеток ядерного топлива загружаются в трубку, изготовленную из металла цирконий. Длина этой трубки 3.5м. диаметр 1.35 см. Эта трубка называется ТВЭЛ- тепловыделяющий элемент. 36 ТВЭЛов собираются в кассету (другое название «сборка»).
Устройство твэла реактора РБМК: 1 - заглушка; 2 - таблетки диоксида урана; 3 - оболочка из циркония; 4 - пружина; 5 - втулка; 6 - наконечник.
Превращение вещества сопровождается выделением свободной энергии лишь в том случае, если вещество обладает запасом энергий. Последнее означает, что микрочастицы вещества находятся в состоянии с энергией покоя большей, чем в другом возможном, переход в которое существует. Самопроизвольному переходу всегда препятствует энергетический барьер, для преодоления которого микрочастица должна получить извне какое-то количество энергии - энергии возбуждения. Экзоэнергетическая реакция состоит в том, что в следующем за возбуждением превращении выделяется энергии больше, чем требуется для возбуждения процесса. Существуют два способа преодоления энергетического барьера: либо за счёт кинетической энергии сталкивающихся частиц, либо за счёт энергии связи присоединяющейся частицы.
Если иметь в виду макроскопические масштабы энерговыделения, то необходимую для возбуждения реакций кинетическую энергию должны иметь все или сначала хотя бы некоторая доля частиц вещества. Это достижимо только при повышении температуры среды до величины, при которой энергия теплового движения приближается к величине энергетического порога, ограничивающего течение процесса. В случае молекулярных превращений, то есть химических реакций, такое повышение обычно составляет сотни градусов Кельвина, в случае же ядерных реакций - это минимум 107 K из-за очень большой высоты кулоновских барьеров сталкивающихся ядер. Тепловое возбуждение ядерных реакций осуществлено на практике только при синтезе самых лёгких ядер, у которых кулоновские барьеры минимальны (термоядерный синтез).
Возбуждение присоединяющимися частицами не требует большой кинетической энергии, и, следовательно, не зависит от температуры среды, поскольку происходит за счёт неиспользованных связей, присущих частицам сил притяжения. Но зато для возбуждения реакций необходимы сами частицы. И если опять иметь в виду не отдельный акт реакции, а получение энергии в макроскопических масштабах, то это возможно лишь при возникновении цепной реакции. Последняя же возникает, когда возбуждающие реакцию частицы снова появляются, как продукты экзоэнергетической реакции.
Для управления и защиты ядерного реактора используются регулирующие стержни, которые можно перемещать по всей высоте активной зоны. Стержни изготавливаются из веществ, сильно поглощающих нейтроны – например, из бора или кадмия. При глубоком введении стержней цепная реакция становится невозможной, поскольку нейтроны сильно поглощаются и выводятся из зоны реакции.
Перемещение стержней производится дистанционно с пульта управления. При небольшом перемещении стержней цепной процесс будет либо развиваться, либо затухать. Таким способом регулируется мощность реактора.
Ленинградская АЭС, Реактор РБМК
Начало работы реактора:
В начальный момент времени после первой загрузки топливом, цепная реакция деления в реакторе отсутствует, реактор находится в подкритическом состоянии. Температура теплоносителя значительно меньше рабочей.
Как мы уже тут упоминали, для начала цепной реакции делящийся материал должен образовать критическую массу, - достаточное количество спонтанно расщепляющегося вещества в достаточно небольшом пространстве, условие, при котором число нейтронов, выделяющихся при делении ядер должно быть больше числа поглощенных нейтронов. Это можно сделать, повысив содержание урана-235 (количество загруженных ТВЭЛОВ), либо замедлив скорость нейтронов, чтобы они не пролетали мимо ядер урана-235.
Вывод реактора на мощность осуществляется в несколько этапов. С помощью органов регулирования реактивности реактор переводится в надкритическое состояние Кэф>1 и происходит рост мощности реактора до уровня 1-2 % от номинальной. На этом этапе производится разогрев реактора до рабочих параметров теплоносителя причем скорость разогрева ограничена. В процессе разогрева органы регулирования поддерживают мощность на постоянном уровне. Затем производится пуск циркуляционных насосов и вводится в действие система отвода тепла. После этого мощность реактора можно повышать до любого уровня в интервале от 2 — 100 % номинальной мощности.
При разогреве реактора реактивность меняется, в виду изменения температуры и плотности материалов активной зоны. Иногда при разогреве меняется взаимное положение активной зоны и органов регулирования, которые входят в активную зону или выходят из нее, вызывая эффект реактивности при отсутствии активного перемещения органов регулирования.
Регулирование твердыми, движущимися поглощающими элементами
Для оперативного изменения реактивности в подавляющем большинстве случаев используется твердые подвижные поглотители. В реакторе РБМК управляющие стержни содержат втулки из карбида бора заключенные в трубку из алюминиевого сплава диаметром 50 или 70 мм. Каждый регулирующий стержень помещен в отдельный канал и охлаждается водой контура СУЗ (система управления и защиты) при средней температуре 50 ° С. По своему назначению стержни делятся на стержни АЗ (аварийной зашиты), в РБМК таких стержней 24 штуки. Стержни автоматического регулирования — 12 штук, Стержни локального автоматического регулирования — 12 штук, стержни ручного регулирования -131, и 32 укороченных стержня поглотителя (УСП). Всего имеется 211 стержней. Причем укороченные стержни вводятся в АЗ с низу остальные с верху.
Реактор ВВЭР 1000. 1 - привод СУЗ; 2 - крышка реактора; 3 - корпус реактора; 4 - блок защитных труб (БЗТ); 5 - шахта; 6 - выгородка активной зоны; 7 - топливные сборки (ТВС) и регулирующие стержни;
Выгорающие поглощающие элементы.
Для компенсации избыточной реактивности после загрузки свежего топлива, часто используют выгорающие поглотители. Принцип работы которых состоит в том, что они, подобно топливу, после захвата нейтрона в дальнейшем перестают поглощать нейтроны (выгорают). Причем скорости убыли в результате поглощения нейтронов, ядер поглотителей, меньше или равна скорости убыли, в результате деления, ядер топлива. Если мы загружаем в АЗ реактора топливо рассчитанное на работу в течении года, то очевидно, что количество ядер делящегося топлива в начале работы будет больше чем в конце, и мы должны скомпенсировать избыточную реактивность поместив в АЗ поглотители. Если для этой цели использовать регулирующие стержни, то мы должны постоянно перемещать их, по мере того как количество ядер топлива уменьшается. Использование выгорающих поглотителей позволяет уменьшить использование движущихся стержней. В настоящее время выгорающие поглотители часто помешают непосредственно в топливные таблетки, при их изготовлении.
Жидкостное регулирование реактивности.
Такое регулирование применяется, в частности, при работе реактора типа ВВЭР в теплоноситель вводится борная кислота Н3ВО3, содержащая ядра 10В поглощающие нейтроны. Изменяя концентрацию борной кислоты в тракте теплоносителя мы тем самым изменяем реактивность в АЗ. В начальный период работы реактора когда ядер топлива много, концентрация кислоты максимальна. По мере выгорания топлива концентрация кислоты снижается.
Механизм цепной реакции
Ядерный реактор может работать с заданной мощностью в течение длительного времени только в том случае, если в начале работы имеет запас реактивности. Исключение составляют подкритические реакторы с внешним источником тепловых нейтронов. Освобождение связанной реактивности по мере её снижения в силу естественных причин обеспечивает поддержание критического состояния реактора в каждый момент его работы. Первоначальный запас реактивности создается путём постройки активной зоны с размерами, значительно превосходящими критические. Чтобы реактор не становился надкритичным, одновременно искусственно снижается k0 размножающей среды. Это достигается введением в активную зону веществ-поглотителей нейтронов, которые могут удаляться из активной зоны в последующем. Так же как и в элементах регулирования цепной реакции, вещества-поглотители входят в состав материала стержней того или иного поперечного сечения, перемещающихся по соответствующим каналам в активной зоне. Но если для регулирования достаточно одного-двух или нескольких стержней, то для компенсации начального избытка реактивности число стержней может достигать сотни. Эти стержни называются компенсирующими. Регулирующие и компенсирующие стержни не обязательно представляют собой различные элементы по конструктивному оформлению. Некоторое число компенсирующих стержней может быть стержнями регулирования, однако функции тех и других отличаются. Регулирующие стержни предназначены для поддержания критического состояния в любой момент времени, для остановки, пуска реактора, перехода с одного уровня мощности на другой. Все эти операции требуют малых изменений реактивности. Компенсирующие стержни постепенно выводятся из активной зоны реактора, обеспечивая критическое состояние в течение всего времени его работы.
Иногда стержни управления делаются не из материалов-поглотителей, а из делящегося вещества или материала-рассеивателя. В тепловых реакторах - это преимущественно поглотители нейтронов, эффективных же поглотителей быстрых нейтронов нет. Такие поглотители, как кадмий, гафний и другие, сильно поглощают лишь тепловые нейтроны благодаря близости первого резонанса к тепловой области, а за пределами последней ничем не отличаются от других веществ по своим поглощающим свойствам. Исключение составляет бор, сечение поглощения нейтронов которого снижается с энергией значительно медленнее, чем у указанных веществ, по закону l / v. Поэтому бор поглощает быстрые нейтроны хотя и слабо, но несколько лучше других веществ. Материалом-поглотителем в реакторе на быстрых нейтронах может служить только бор, по возможности обогащенный изотопом 10В. Помимо бора в реакторах на быстрых нейтронах для стержней управления применяются и делящиеся материалы. Компенсирующий стержень из делящегося материала выполняет ту же функцию, что и стержень-поглотитель нейтронов: увеличивает реактивность реактора при естественном её снижении. Однако, в отличие от поглотителя, такой стержень в начале работы реактора находится за пределами активной зоны, а затем вводится в активную зону.
Из материалов-рассеивателей в быстрых реакторах употребляется никель, имеющий сечение рассеяния быстрых нейтронов несколько больше сечений других веществ. Стержни-рассеиватели располагаются по периферии активной зоны и их погружение в соответствующий канал вызывает снижение утечек нейтронов из активной зоны и, следовательно, возрастание реактивности. В некоторых специальных случаях целям управления цепной реакцией служат подвижные части отражателей нейтронов, при перемещении изменяющие утечки нейтронов из активной зоны. Регулирующие, компенсирующие и аварийные стержни совместно со всем оборудованием, обеспечивающим их нормальное функционирование, образуют систему управления и защиты реактора (СУЗ).
Аварийная защита:
Аварийная защита ядерного реактора – совокупность устройств, предназначенная для быстрого прекращения цепной ядерной реакции в активной зоне реактора.
Активная аварийная защита автоматически срабатывает при достижении одним из параметров ядерного реактора значения, которое может привести к аварии. В качестве таких параметров могут выступать: температура, давление и расход теплоносителя, уровень и скорость увеличения мощности.
Исполнительными элементами аварийной защиты являются, в большинстве случаев, стержни с веществом, хорошо поглощающим нейтроны (бором или кадмием). Иногда для остановки реактора жидкий поглотитель впрыскивают в контур теплоносителя.
Дополнительно к активной защите, многие современные проекты включают также элементы пассивной защиты. Например, современные варианты реакторов ВВЭР включают «Систему аварийного охлаждения активной зоны» (САОЗ) – специальные баки с борной кислотой, находящиеся над реактором. В случае максимальной проектной аварии (разрыва первого контура охлаждения реактора), содержимое этих баков самотеком оказываются внутри активной зоны реактора и цепная ядерная реакция гасится большим количеством борсодержащего вещества, хорошо поглощающего нейтроны.
Согласно «Правилам ядерной безопасности реакторных установок атомных станций», по крайней мере одна из предусмотренных систем остановки реактора должна выполнять функцию аварийной защиты (АЗ). Аварийная защита должна иметь не менее двух независимых групп рабочих органов. По сигналу АЗ рабочие органы АЗ должны приводиться в действие из любых рабочих или промежуточных положений.
Аппаратура АЗ должна состоять минимум из двух независимых комплектов.
Каждый комплект аппаратуры АЗ должен быть спроектирован таким образом, чтобы в диапазоне изменения плотности нейтронного потока от 7% до 120% номинального обеспечивалась защита:
1. По плотности нейтронного потока – не менее чем тремя независимыми каналами;
2. По скорости нарастания плотности нейтронного потока – не менее чем тремя независимыми каналами.
Каждый комплект аппаратуры АЗ должен быть спроектирован таким образом, чтобы во всем диапазоне изменения технологических параметров, установленном в проекте реакторной установки (РУ), обеспечивалась аварийная защита не менее чем тремя независимыми каналами по каждому технологическому параметру, по которому необходимо осуществлять защиту.
Управляющие команды каждого комплекта для исполнительных механизмов АЗ должны передаваться минимум по двум каналам. При выводе из работы одного канала в одном из комплектов аппаратуры АЗ без вывода данного комплекта из работы для этого канала должен автоматически формироваться аварийный сигнал.
Срабатывание аварийной защиты должно происходить как минимум в следующих случаях:
1. При достижении уставки АЗ по плотности нейтронного потока.
2. При достижении уставки АЗ по скорости нарастания плотности нейтронного потока.
3. При исчезновении напряжения в любом не выведенном из работы комплекте аппаратуры АЗ и шинах электропитания СУЗ.
4. При отказе любых двух из трех каналов защиты по плотности нейтронного потока или по скорости нарастания нейтронного потока в любом не выведенном из работы комплекте аппаратуры АЗ.
5. При достижении уставок АЗ технологическими параметрами, по которым необходимо осуществлять защиту.
6. При инициировании срабатывания АЗ от ключа с блочного пункта управления (БПУ) или резервного пункта управления (РПУ).
Может кто то сможет еще менее по научному объяснить кратко как начинает работу энергоблок АЭС? :-)
Вспомните такую тему, как и Оригинал статьи находится на сайте ИнфоГлаз.рф Ссылка на статью, с которой сделана эта копия -
НУ18 - аппаратура АКНП (2 комплект)
НУ19-НУ24 - панели безопасности 1, 2, 3 систем
НУ25, НУ26 - приборные панели турбоагрегата
НУ27 - турбина ЦВД
НУ28 - конденсатор, цирксистема, эжекторы
НУ30 - питательно-деаэраторная установка
НУ31 - маслонасосы
НУ32, НУ33 - блок генератор-трансформатор и тр-ры С.Н
НУ34, НУ35 - ТПН №1 и №2
НУ14а - питание ПГ (РПК)
НУ37, НУ37а - панель промклеммники ТО
НУ38, НУ39 - температурный контроль генератора (А701-03)
НУ40, НУ41 - панель самописцев ТО
НУ42 - панель синхронизации генератора
НУ43 - панель аварийного освещения
НУ51 - пульт аппаратуры ФГУ
НУ52 - пульт аппаратуры АКНП
НУ53 - пульт аппаратуры СВРК (клавиатура)
НУ54 - пульт клавиатур УВС
НУ55 - пульт аппаратуры СУЗ
НУ56 - пульт клавиатур УВС
НУ57, НУ58 - пульт черно-белых дисплеев
НУ59, НУ59а - дисплей СВРК
НУ60, НУ61 - цветные дисплеи
НУ62, НУ63 - пульты клавиатур УВС
НУ64, НУ66 - пульты клавиатур УВС
НУ65 - пульт аппаратуры защит турбины и ТПН
НУ67, НУ68 - пульт черно-белых дисплеев УВС
НУ69 - пульт аппаратуры ФГУ и АСУТ-1000
НУ74, НУ75 - пульт ЗНС. Клавиатура УВС
НУ75а - пульт ЗНС. Черно-белый дисплей УВС
НУ76 - пульт ЗНС. Цветной дисплей УВС
НZ12-HZ15 - панели противопожарной автоматики
Общая компоновка БЩУ энергоблока ОП ЗАЭС представлена на рисунке 47.
Рисунок 47 - Общая компоновка БЩУ
На левых пультах располагается аппаратура, относящая к реакторной установке. За этими пультами предусматривается рабочее место, являющееся постоянной зоной действия оператора реакторной установки.
На правых пультах расположена аппаратура, относящая к машинному залу, и предусматривается рабочее место оператора турбинного отделения.
На рабочем месте начальника смены блока расположены клавиатуры и дисплеи РМОТ НСБ.
На блочном щите основными средствами представления информации обслуживающему персоналу являются цветные графические дисплеи РМОТ-03, расположенные на конструктивах типа «тумба», в одном из которых расположен процессорный модуль.
На пультах операторов размещаются функциональные клавиатуры РМОТ-03. Кроме того, на рабочем месте ВИУР установлены дисплеи и клавиатуры двух комплектов СВРК и дисплей АКНП
На панелях реакторного отделения и машинного отделения в верхней части расположены табло технологической сигнализации, резервирующие основной способ представления информации оператору.
Индикаторы перемещения блоков детектирования;
Индикаторы контроля работы диапазонов измерения плотности нейтронного потока (ДИ, ПД, ЭД);
Индикаторы контроля плотности нейтронного потока в ДИ при проведении перегрузки топлива (блинкера СКП и РЩУ);
Самописцы РП-160 мощности и периода изменения нейтронного потока .
Рисунок 4.5- Панель HY 17
Сигнализация срабатывания АЗ, ПЗ, УРБ,
Приборы контроля электропитания СУЗ,
Указатели положения ОР СУЗ в активной зоне реактора,
Ключи съема фиксации, запитки АЗ
Рисунок 66 - Общий вид оперативной панели БЩУ HY-10 - Система подпитки-продувки первого контура -ТК
Пост ВИУР расположен в левой части БЩУ.
На пульте располагаются аппаратура системы управления и защиты реактора (СУЗ), контроля нейтронного потока в реакторе (АКНП), внутриреакторного контроля.
На пультах ВИУР расположены наиболее часто используемые органы управления оборудованием РО. Внешний вид пульта управления регуляторами РО и функциональной клавиатуры РМОТ-03 представлен на рисунке 48.
РМОТ - рабочее место оператора-технолога;
Рисунок 4.2 - Общий вид рабочего места ВИУР.
Панель контроля работы РОМ;
Картограмма размещения приводов СУЗ в активной зоне реактора;
Ключи управления приводами СУЗ в индивидуальном и групповом режимах.
Рисунок 43 - Фрагмент РМОТ YA00M «Первый контур»
Устройство АРМ-5С обеспечивает следующие режимы работы:
Режим астатического поддержания нейтронной мощности (режим «Н» );
Режим астатического поддержания теплотехнического параметра воздействием на ОР СУЗ (режим «Т» );
Режим поддержания теплотехнического параметра по компромиссной программе (режим «К» );
Стерегущий режим поддержания теплотехнического параметра воздействием на ОР СУЗ (режим «С» ).
Канал регулирования мощности реактора по нейтронной мощности РРН предназначен для стабилизации нейтронного потока в ректоре на заданном уровне со статической точностью ± 2% от заданного значения (режим «Н») путем перемещения органов регулирования реактора. Если регулятор работает в этом режиме, то поддержание давления пара перед турбиной при необходимости осуществляется дистанционно или автоматически с помощью системы регулирования турбины.
Канал регулирования мощности реактора по теплотехническому параметру РРТ предназначен для стабилизации теплотехнического параметра (давление пара перед турбиной) на заданном уровне со статической точностью ± 0,5 кгс/см 2 путем воздействия на мощность реактора перемещением ОР (режим «Т» ). Поскольку основной причиной изменения давления пара перед турбиной являются колебания мощности, данный регулятор поддерживает тепловую мощность реактора в соответствии с требуемой мощностью турбины.
При работе устройства в режиме «С» осуществляется снижение мощности реактора при увеличении значения давления по сравнению с заданным значением. Зона нечувствительности регулятора РРТ для режима «С» - +1 кгс/см 2 . Увеличение мощности реактора при работе регулятора в этом режиме не производится. Включение АРМ-5С в режим «С» осуществляется только из режима «Т».
При работе устройства АРМ-5С в режиме «К» на уровне мощности, меньшей некоторой тепловой мощности Q 0 , осуществляется поддержание постоянного давления в главном паровом коллекторе, а при уровне мощности большей Q 0 , осуществляется поддержание постоянной температуры теплоносителя в реакторе.
Примечание - В конструкции регулятора АРМ-5С режим стабилизации давления пара с автоматическим изменением его заданного значения (режим «К») в настоящее время не используется.
Блокировки АРМ
Автоматический переход из режима "Н" в режим "Т", по превышению давления пара в ГПК на 1,5-2,0 кгс/см 2
Автоматический переход из режима"Т" в режим "Н", при N>Nзад.;
Отключается от автоматического управления реактором и переходит в режим "Н" при появлении сигнала ПЗ-1. После снятия сигнала ПЗ-1 АРМ подключается к автоматическому управлению реактором в режиме "Н".
Пост ВИУТ расположен в правой части БЩУ.
На пультах ВИУТ расположены наиболее часто используемые органы управления оборудованием ТО. Внешний вид пульта рабочего места ВИУТ и видеотерминалов РМОТ-03 представлен на рисунке 49.
Рисунок 49 - Пульт управления регуляторами ТО и видеотерминалы РМОТ-03
Перед пультами расположены оперативные панели, на которых размещаются самопишущие и показывающие приборы, необходимые оператору для ведения технологического процесса, а также органы управления соответствующим технологическим оборудованием.
Рисунок 27 Фрагмент РМОТ "R000M" Второй контур
Устойчивость работы реактора
Пульт управления ядерным реактором
Зал управления ядерным реактором
Ядерные реакторы проектируются так, чтобы в любой момент времени процесс деления находился в устойчивом равновесии относительно малых изменений параметров, влияющих на реактивность (см. Коэффициент размножения нейтронов). Например, при выдвижении управляющего стержня из реактора коэффициент размножения нейтронов становится больше единицы, что при неизменности всех остальных параметров приводит к экспоненциальному нарастанию скорости ядерной реакции с характерным временем нейтронного цикла от τ = 10−3 с для реакторов на тепловых нейтронах до τ = 10−8 с для реакторов на быстрых нейтронах. Однако, при повышении скорости ядерной реакции растёт тепловая мощность реактора, в результате чего растёт температура ядерного топлива, что приводит к уменьшению сечения захвата нейтронов и, в свою очередь, к уменьшению скорости ядерной реакции. Таким образом, случайное повышение скорости ядерной реакции гасится, а вызванное перемещением управляющих стержней или медленным изменением других параметров - приводит к квазистационарному изменению мощности реактора, а не развитию взрыва. Описанная закономерность является одной из физических причин отрицательного мощностного коэффициента реактивности.
Для безопасного управления ядерным реактором крайне важно, чтобы все коэффициенты реактивности были отрицательны. В случае, если хотя бы один коэффициент реактивности положительный, работа реактора становится неустойчивой, причём время развития этой неустойчивости может быть настолько малым, что никакие системы активной аварийной защиты ядерного реактора не успевают сработать. В частности, анализ показал, что положительный паровой коэффициент реактивности реактора РБМК стал одной из причин Чернобыльской аварии.
Снижение реактивности
Реактор, работающий в стационарном режиме как угодно долго, представляет собой математическую абстракцию. На самом деле, протекающие в реакторе процессы вызывают ухудшение размножающих свойств среды, и без механизма восстановления реактивности реактор не смог бы работать сколь-либо продолжительное время. Обращение нейтронов в реакторе включает процесс деления; каждый акт деления означает убыль атома делящегося материала, а значит, и снижение k0. Правда, делящиеся атомы частично восстанавливаются за счёт поглощения избытка нейтронов ядрами 238U с образованием 239Pu. Однако накопление нового делящегося материала обычно не компенсирует потерь делящихся атомов, и реактивность снижается. Кроме того, каждый акт деления сопровождается появлением двух новых атомов, ядра которых, как и любые другие ядра, поглощают нейтроны. Накопление продуктов деления также снижает реактивность (см. Иодная яма). Снижение реактивности компенсируется квазистационарным понижением температуры реактора (соответствующее увеличение сечения захвата нейтронов компенсирует падение реактивности и возвращает реактор в критическое состояние). Однако, активные зоны энергетических реакторов должны быть разогреты до возможно бо́льшей (проектной) температуры, поскольку коэффициент полезного действия тепловой машины в конечном счёте определяется разностью температур источника тепла и холодильника - окружающей среды. Поэтому нужны системы управления для восстановления реактивности и поддержания проектной мощности и температуры активной зоны.
Система управления
Система управления была впервые разработана и применена на установке Ф-1. Создатель системы - Е. Н. Бабулевич
Ядерный реактор может работать с заданной мощностью в течение длительного времени только в том случае, если в начале работы имеет запас реактивности. Исключение составляют подкритические реакторы с внешним источником тепловых нейтронов. Освобождение связанной реактивности по мере её снижения в силу естественных причин обеспечивает поддержание критического состояния реактора в каждый момент его работы. Первоначальный запас реактивности создается путём постройки активной зоны с размерами, значительно превосходящими критические. Чтобы реактор не становился надкритичным, одновременно искусственно снижается k0 размножающей среды. Это достигается введением в активную зону веществ-поглотителей нейтронов, которые могут удаляться из активной зоны в последующем. Так же как и в элементах регулирования цепной реакции, вещества-поглотители входят в состав материала стержней того или иного поперечного сечения, перемещающихся по соответствующим каналам в активной зоне. Но если для регулирования достаточно одного-двух или нескольких стержней, то для компенсации начального избытка реактивности число стержней может достигать сотни. Эти стержни называются компенсирующими. Регулирующие и компенсирующие стержни не обязательно представляют собой различные элементы по конструктивному оформлению. Некоторое число компенсирующих стержней может быть стержнями регулирования, однако функции тех и других отличаются. Регулирующие стержни предназначены для поддержания критического состояния в любой момент времени, для остановки, пуска реактора, перехода с одного уровня мощности на другой. Все эти операции требуют малых изменений реактивности. Компенсирующие стержни постепенно выводятся из активной зоны реактора, обеспечивая критическое состояние в течение всего времени его работы.
Иногда стержни управления делаются не из материалов-поглотителей, а из делящегося вещества или материала-рассеивателя. В тепловых реакторах - это преимущественно поглотители нейтронов, эффективных же поглотителей быстрых нейтронов нет. Такие поглотители, как кадмий, гафний и другие, сильно поглощают лишь тепловые нейтроны благодаря близости первого резонанса к тепловой области, а за пределами последней ничем не отличаются от других веществ по своим поглощающим свойствам. Исключение составляет бор, сечение поглощения нейтронов которого снижается с энергией значительно медленнее, чем у указанных веществ, по закону l / v. Поэтому бор поглощает быстрые нейтроны хотя и слабо, но несколько лучше других веществ. Материалом-поглотителем в реакторе на быстрых нейтронах может служить только бор, по возможности обогащенный изотопом 10В. Помимо бора в реакторах на быстрых нейтронах для стержней управления применяются и делящиеся материалы. Компенсирующий стержень из делящегося материала выполняет ту же функцию, что и стержень-поглотитель нейтронов: увеличивает реактивность реактора при естественном её снижении. Однако, в отличие от поглотителя, такой стержень в начале работы реактора находится за пределами активной зоны, а затем вводится в активную зону. Из материалов-рассеивателей в быстрых реакторах употребляется никель, имеющий сечение рассеяния быстрых нейтронов несколько больше сечений других веществ. Стержни-рассеиватели располагаются по периферии активной зоны и их погружение в соответствующий канал вызывает снижение утечек нейтронов из активной зоны и, следовательно, возрастание реактивности. В некоторых специальных случаях целям управления цепной реакцией служат подвижные части отражателей нейтронов, при перемещении изменяющие утечки нейтронов из активной зоны. Регулирующие, компенсирующие и аварийные стержни совместно со всем оборудованием, обеспечивающим их нормальное функционирование, образуют систему управления и защиты реактора (СУЗ).
Аварийная защита
На случай непредвиденного катастрофического развития цепной реакции, а также возникновения других аварийных режимов, связанных с энерговыделением в активной зоне, в каждом реакторе предусмотрено экстренное прекращение цепной реакции, осуществляемое сбрасыванием в активную зону специальных аварийных стержней или стержней безопасности. Аварийные стержни изготовляются из поглощающего нейтроны материала. Они сбрасываются под действием силы тяжести в центральную часть активной зоны, где поток наибольший, а значит, и наиболее велика отрицательная реактивность, вносимая в реактор стержнем. Стержней безопасности, как и регулирующих, обычно два или несколько, однако в отличие от регуляторов они должны связывать возможно бо́льшую величину реактивности. Роль стержней безопасности может выполнять и часть компенсирующих стержней.
Цепная реакция деления всегда сопровождается выделением энергии огромной величины. Практическое использование этой энергии – основная задача ядерного реактора.
Ядерный реактор – это устройство, в котором осуществляется контролируемая, или управляемая, ядерная реакция деления .
По принципу работы ядерные реакторы делят на две группы: реакторы на тепловых нейтронах и реакторы на быстрых нейтронах.
Как устроен ядерный реактор на тепловых нейтронах
В типичном ядерном реакторе имеются:
- Активная зона и замедлитель;
- Отражатель нейтронов;
- Теплоноситель;
- Система регулирования цепной реакции, аварийная защита;
- Система контроля и радиационной защиты;
- Система дистанционного управления.
1 - активная зона; 2 - отражатель; 3 - защита; 4 - регулирующие стержни; 5 - теплоноситель; 6 - насосы; 7 - теплообменник; 8 - турбина; 9 - генератор; 10 - конденсатор.
Активная зона и замедлитель
Именно в активной зоне и протекает контролируемая цепная реакция деления.
Большинство ядерных реакторов работает на тяжёлых изотопах урана-235. Но в природных образцах урановой руды его содержание составляет всего лишь 0,72%. Этой концентрации недостаточно для того, чтобы цепная реакция развивалась. Поэтому руду искусственно обогащают, доводя содержание этого изотопа до 3%.
Делящееся вещество, или ядерное топливо, в виде таблеток помещается в герметично закрытые стержни, которые называются ТВЭЛы (тепловыделяющие элементы). Они пронизывают всю активную зону, заполненную замедлителем нейтронов.
Зачем нужен замедлитель нейтронов в ядерном реакторе?
Дело в том, что рождающиеся после распада ядер урана-235 нейтроны имеют очень высокую скорость. Вероятность их захвата другими ядрами урана в сотни раз меньше вероятности захвата медленных нейтронов. И если не уменьшить их скорость, ядерная реакция может затухнуть со временем. Замедлитель и решает задачу снижения скорости нейтронов. Если на пути быстрых нейтронов разместить воду или графит, их скорость можно искусственно снизить и увеличить таким образом число захватываемых атомами частиц. При этом для цепной реакции в реакторе понадобится меньшее количество ядерного топлива.
В результате процесса замедления образуются тепловые нейтроны , скорость которых практически равна скорости теплового движения молекул газа при комнатной температуре.
В качестве замедлителя в ядерных реакторах используется вода, тяжёлая вода (оксид дейтерия D 2 O ), бериллий, графит. Но наилучшим замедлителем является тяжелая вода D 2 O.
Отражатель нейтронов
Чтобы избежать утечки нейтронов в окружающую среду, активную зону ядерного реактора окружают отражателем нейтронов . В качестве материала для отражателей часто используют те же вещества, что и в замедлителях.
Теплоноситель
Тепло, выделяющееся во время ядерной реакции, отводится с помощью теплоносителя. В качестве теплоносителя в ядерных реакторах часто используют обычную природную воду, предварительно очищенную от различных примесей и газов. Но поскольку вода закипает уже при температуре 100 0 С и давлении 1 атм, то для того чтобы повысить температуру кипения, повышают давление в первом контуре теплоносителя. Вода первого контура, циркулирующая через активную зону реактора, омывает ТВЭЛы, нагреваясь при этом до температуры 320 0 С. Далее внутри теплообменника она отдаёт тепло воде второго контура. Обмен проходит через теплообменные трубки, поэтому соприкосновения с водой второго контура не происходит. Это исключает попадание радиоактивных веществ во второй контур теплообменника.
А далее всё происходит так, как на тепловой электростанции. Вода во втором контуре превращается в пар. Пар вращает турбину, которая приводит в движение электрогенератор, который и вырабатывает электрический ток.
В тяжеловодных реакторах теплоносителем служит тяжёлая вода D 2 O, а в реакторах с жидкометаллическими теплоносителями - расплавленный металл.
Система регулирования цепной реакции
Текущее состояние реактора характеризует величина, называемая реактивностью.
ρ = ( k -1)/ k ,
k = n i / n i -1 ,
где k – коэффициент размножения нейтронов,
n i - количество нейтронов следующего поколения в ядерной реакции деления,
n i -1 , - количество нейтронов предыдущего поколения в этой же реакции.
Если k ˃ 1 , цепная реакция нарастает, система называется надкритическо й. Если k < 1 , цепная реакция затухает, а система называется подкритической . При k = 1 реактор находится в стабильном критическом состоянии , так как число делящихся ядер не меняется. В этом состоянии реактивность ρ = 0 .
Критическое состояние реактора (необходимый коэффициент размножения нейтронов в ядерном реакторе) поддерживается перемещением регулирующих стержней . В материал, из которого они изготовлены, входят вещества-поглотители нейтронов. Выдвигая или вдвигая эти стержни в активную зону, контролируют скорость реакции ядерного деления.
Система управления обеспечивает управление реактором при его пуске, плановой остановке, работе на мощности, а также аварийную защиту ядерного реактора. Это достигается изменением положения управляющих стержней.
Если какой-нибудь из параметров реактора (температура, давление, скорость нарастания мощности, расход топлива и др.) отклоняется от нормы, и это может привести к аварии, в центральную часть активной зоны сбрасываются специальные аварийные стержни и происходит быстрое прекращение ядерной реакции.
За тем, чтобы параметры реактора соответствовали нормам, следят системы контроля и радиационной защиты .
Для защиты окружающей среды от радиоактивного излучения реактор помещают в толстый бетонный корпус.
Системы дистанционного управления
Все сигналы о состоянии ядерного реактора (температуре теплоносителя, уровне излучения в разных частях реактора и др.) поступают на пульт управления реактора и обрабатываются в компьютерных системах. Оператор получает всю необходимую информацию и рекомендации по устранению тех или иных отклонений.
Реакторы на быстрых нейтронах
Отличие реакторов этого типа от реакторов на тепловых нейтронах в том, что быстрые нейтроны, возникающие после распада урана-235 не замедляются, а поглощаются ураном-238 с последующим превращением его в плутоний-239. Поэтому реакторы на быстрых нейтронах используют для получения оружейного плутония-239 и тепловой энергии, которую генераторы атомной станции преобразуют в электрическую энергию.
Ядерным топливом в таких реакторах служит уран-238, а сырьём уран-235.
В природной урановой руде 99,2745 % приходятся на долю урана-238. При поглощении теплового нейтрона он не делится, а становится изотопом урана-239.
Через некоторое время после β-распада уран-239 превращается в ядро нептуния-239:
239 92 U → 239 93 Np + 0 -1 e
После второго β-распада образуется делящийся плутоний-239:
239 9 3 Np → 239 94 Pu + 0 -1 e
И, наконец, после альфа-распада ядра плутония-239 получают уран-235:
239 94 Pu → 235 92 U + 4 2 He
ТВЭЛы с сырьём (обогащённым ураном-235) располагаются в активной зоне реактора. Эта зона окружена зоной воспроизводства, которая представляет собой ТВЭЛы с топливом (обедненным ураном-238). Быстрые нейтроны, вылетающие из активной зоны после распада урана-235, захватываются ядрами урана-238. В результате образуется плутоний-239. Таким образом, в реакторах на быстрых нейтронах производится новое ядерное топливо.
В качестве теплоносителей в ядерных реакторах на быстрых нейтронах применяют жидкие металлы или их смеси.
Классификация и применение ядерных реакторов
Основное применение ядерные реакторы нашли на атомных электростанциях. С их помощью получают электрическую и тепловую энергию в промышленных масштабах. Такие реакторы называют энергетическими .
Широко используются ядерные реакторы в двигательных установках современных атомных подводных лодок, надводных кораблей, в космической технике. Они снабжают электрической энергией двигатели и называются транспортными реакторами .
Для научных исследований в области ядерной физики и радиационной химии используют потоки нейтронов, гамма-квантов, которые получают в активной зоне исследовательских реакторов. Энергия, вырабатываемая ими, не превышает 100 Мвт и не используется в промышленных целях.
Мощность экспериментальных реакторов ещё меньше. Она достигает величины лишь нескольких кВт. На этих реакторах изучаются различные физические величины, значение которых важно при проектировании ядерных реакций.
К промышленным реакторам относят реакторы для получения радиоактивных изотопов, используемых для медицинских целей, а также в различных областях промышленности и техники. Реакторы для опреснения морской воды также относятся к промышленным реакторам.
Ольга Баклицкая-Каменева.
Осенью в Дубне запущен модернизированный реактор ИБР-2. Сотрудники Лаборатории нейтронной физики им. И. М. Франка Объединенного института ядерных исследований (ОИЯИ) рассказали, зачем останавливали реактор, об исследованиях, которые проводят на сложнейших установках и о системах безопасности.
Пульт управления реактором.
Главный инженер Лаборатории нейтронной физики Александр Виноградов рассказывает о работе реактора.
Реакторный зал.
Александр Куклин, начальник группы малоуглового рассеивания лаборатории, показывает, как организована работа с образцами.
Рис. 1. Принцип действия периодического импульсного реактора ИБР.
Рис. 2. Схема модернизированного реактора.
В декабре 2006 года в Дубне был остановлен реактор ИБР-2. Но не потому, что он вышел из строя или наша страна сворачивает разработки в атомной энергетике, как некоторые европейские страны после страшной трагедии на Фукусиме. «Наш реактор был запущен в середине 1980-х. Сейчас его оборудование заменили в соответствии с новыми российскими стандартами, которые полностью соответствуют стандартам МАГАТЭ», – сообщил директор Лаборатории нейтронной физики Александр Белушкин. На заключительном этапе энергетического пуска 12 октября 2011 года в 14.34 реактор ИБР-2 достиг номинальной мощности 2 МВт. В ОИЯИ заработал обновленный исследовательский реактор, для проведения экспериментов на котором уже собралась завидная очередь из ученых разных стран.
Немного истории
Сотрудникам ОИЯИ потребовалось около пяти лет, чтобы воплотить идеи Дмитрия Ивановича Блохинцева и полвека назад запустить первый реактор на быстрых нейтронах ИБР-1, открыв тем самым новую страницу научных исследований в знаменитом институте ядерных исследований. Накопленный опыт строительства и эксплуатации таких реакторов, а в институте их было три – ИБР, ИБР-30 и ИБР-2, помог за такой же небольшой срок подготовить и реализовать принципиальные технические решения по модернизации реактора ИБР-2, существенно улучшающие его эксплуатационные характеристики.
Реактор предназначен для изучения взаимодействия нейтронов с атомными ядрами. С помощью пучка нейтронов можно изучать возникающие ядерные реакции, возбуждение ядер, их структуру, то есть свойства самых разных веществ, решая при этом не только сугубо научные, но и некоторые прикладные задачи. Посмотрим, на каких принципах основана его работа.
Как рассказывал сам академик Д. И. Блохинцев в своей книге [Рождение мирного атома. М., Атомиздат, 1977], в разработке теории реактора ИБР приняли участие исследователи Физико-энергетического института им. А. И. Лейпунского (ГНЦ РФ-ФЭИ). Они придумали устройство небольшой мощности, в котором короткими импульсами «зажигается» управляемая цепная реакция, или маленькие «ядерные взрывы» с выбросом нейтронов, во время которых можно проводить измерения. Блохинцев предложил конструкцию реактора с двумя активными зонами – неподвижной на статоре и быстро вращающейся на роторе. Реактор переходит в сверхкритическое состояние, вызывающее цепную реакцию деления, когда ротор быстро проскакивает мимо статора, и в нём на мгновение развивается мощная цепная реакция, затухающая с удалением ротора. Такую «атомную минибомбу» и удалось приручить в Дубне (рис. 1).
Из реактора вылетают нейтроны разных энергий, от медленных тепловых до быстрых, рождающихся сразу после процесса деления. Выполняя растянутые во времени (метод измерений по времени пролета) измерения с определенной порцией нейтронов, можно отличать ядерные события, происшедшие первыми (с быстрыми нейтронами) и последними (с медленными). Для превращения нейтронов в удобный инструмент для исследований, исследователи провели огромную работу по созданию импульсного реактора.
«Наш реактор ИБР-2 начал работу в 1984 году. В 2006 году, без всяких замечаний к работе, мы его остановили – таковы эксплуатационные правила. Когда заканчивается некий установленный проектом ресурс, независимо от состояния оборудования и наличия или отсутствия признаков деградации, мы обязаны его менять или продлить его работу, применяя установленные процедуры. В частности, достигли установленных пределов выгорание топлива и накопленный конструкциями активной зоны флюенс нейтронов», рассказывает главный инженер Лаборатории нейтронной физики Александр Виноградов. – Такие пределы на этапе проектирования закладывают главный конструктор и генеральный проектировщик реактора. В данном случае это Научно-исследовательский и конструкторской институт энерготехники им. Н. А. Доллежаля (ОАО «НИКИЭТ») и специализированный проектный институт «ГСПИ». Помимо этого в программе модернизации, которая продолжалась около десяти лет, приняли участие ОИЯИ, Всероссийский научно- исследовательский институт неорганических материалов им. А. А. Бочвара (ФГУП ВНИИНМ), ПО «Маяк» и другие предприятия и организации атомной отрасли». Обновлённый реактор станет работать до 2035 года. Предполагается, что ученые из более чем 30 стран будут ежегодно проводить на нём более 100 экспериментально-исследовательских работ.
Модернизированный реактор
После остановки ИБР-2 сотрудники Лаборатории нейтронной физики и других подразделений ОИЯИ занялись разработкой, проектированием, сборкой и отладкой всех важных узлов для модернизированного реактора. Корпус реактора, внутрикорпусные и околореакторные устройства, систему электропитания, электронную аппаратуру системы управления и защиты реактора и контроля технологических параметров изготовили заново согласно современным требованиям. В реконструкцию реактора было вложено 11 миллионов долларов.
В конце июня 2011 года в ОИЯИ состоялось заседание Государственной приёмочной комиссии по определению готовности к энергетическому пуску модернизированного реактора ИБР-2. Комиссия подписала акт о готовности к энергетическому пуску реактора, который последовал за физическим пуском реактора (подобных пусков исследовательских реакторов в России не было около двадцати лет). По результатам энергетического пуска Ростехнадзор выдает лицензию на использование реактора.
После модернизации реактора изменилось очень многое. Во-первых, у ИБР-2 стала компактней активная зона – шестигранная призма небольшого объёма, примерно на 22 литра. Она помещена в цилиндрический корпус реактора высотой около семи метров в двойной стальной оболочке. Максимальная плотность потока нейтронов в импульсе в центре активной зоны достигает огромного значения – 1017 на квадратный сантиметр в секунду. Поток уходящих из активной зоны нейтронов пространственно разделяется на 14 горизонтальных пучков для проведения научных экспериментов (рис. 2).
В модернизированном ИБР-2 в полтора раза увеличена глубина выгорания топливных элементов реактора, выполненных из таблеток двуокиси плутония (PuO2). Плутоний в качестве основы для ядерного топлива – весьма редкий материал, в исследовательских реакторах обычно используют урановые композиции. В случае ИБР-2 используется существенное преимущество плутония в сравнении с ураном: запаздывающая доля нейтронов – важная характеристика качества нейтронного источника – для плутония в три раза меньше, чем для урана, следовательно, радиационный фон между основными импульсами, меньше. Высокая плотность нейтронов в импульсе, длительная кампания активной зоны (за счет импульсного режима работы) позволяет отнести модернизированный ИБР-2 к лидирующей в мире группе нейтронных источников.
Отличительная особенность реактора ОИЯИ – способность генерировать импульсы нейтронов с частотой 5 герц, которую обеспечивает так называемый подвижный отражатель. Это сложная механическая система, смонтированная рядом с активной зоной, состоит из двух массивных роторов, изготовленных из стали с высоким содержанием никеля, вращающихся в кожухе, наполненном чистым газообразным гелием. В момент совмещения роторов у физического центра активной зоны реактора генерируется импульс. Роторы вращаются в противоположных направлениях с разными скоростями. Скорость основного ротора в усовершенствованном подвижном отражателе уменьшена в два с половиной раза по сравнению с предыдущим поколением подвижного отражателя - до 600 оборотов в минуту, благодаря чему значительно увеличился эксплуатационный ресурс реактора – с 20 до 55 тысяч часов, сохранив длительность нейтронного импульса.
Система охлаждения реактора состоит из трех контуров, в первом и втором используется жидкий натрий, который перекачивают электромагнитные насосы, в третьем – воздух. Такая схема обеспечивает безопасность реактора: если одна система сломается, её можно отсечь аварийными вентилями.
Почему используют именно жидкий натрий? Если во всех контурах будет вода, которая сильно замедляет нейтроны, энергетические характеристики нейтронного излучения активной зоны будут хуже. В первом контуре, трубы которого имеют двойную защитную оболочку, циркулирует радиоактивный натрий, во втором – натрий, необлученный нейтронами. При аварийном отключении электричества разогрев контура, а значит и охлаждение реактора, надежно обеспечит газовый нагрев.
Безопасность (и защита «от дураков»)
Географически город Дубна – это остров, который хорошо контролируется по границам. Кроме того, ОИЯИ, как организация, функционирует на охраняемой производственной площадке, на которой ИБР имеет собственный внутренний периметр физической защиты. Концепция охраняемого «ядерного острова» позволяет гарантировано защитить реактор от внешней угрозы. Если же во время работы реактора гипотетически что-то идёт не так из-за действий персонала, должна срабатывать так называемая защита «от дурака» (fool proof system). Реактор надежно защищен по «человеческому фактору», если ни один человек, ни сознательно, ни бессознательно не может причинить ущерб реактору.
Разные системы, в том числе сложная электроника, останавливает работу реактора на мощности. Знание законов физики помогает предсказать процессы, происходящие при нештатных ситуациях. Например, если вдруг очередной импульс отличается от заложенных параметров, срабатывает быстрая аварийная защита без вмешательства оператора. Такой контроль идет по всем параметрам реактора, зарезервированы и продублированы все системы защиты.
В последние годы, рассказывает Виноградов, было несколько ложных срабатываний системы защиты, как правило, – в связи с перебоями во внешнем электроснабжении. В этом случае реактор гасится, проводится полный анализ происшедшего при каждом срабатывании аварийной защиты. В интересах безопасности на реакторе используется три источника электропитания: штатное электропитание по высоковольтной линии 110 кВ с п/п «Темпы», 10 кВ от Иваньковской ГЭС на Волге и от мощного дизельного генератора, для которого всегда есть запас топлива, необходимый для длительной работы. Главная задача для любого реактора, подчеркивает Виноградов, – это обеспечение стабильного охлаждения активной зоны при любой аварии, чтобы избежать развития событий по японскому варианту (АЭС «Фукусима»), когда при нарушении охлаждения активной зоны произошла разгерметизация топливных элементов и частичное плавление топлива, выход продуктов деления в окружающую среду. На нашем реакторе негативные сценарии возможных аварий и их последствий достаточно хорошо продуманы, добавляет учёный, и нам не пришлось наши расчеты пересматривать после японской трагедии. Это печальное событие, повлекшее за собой многочисленные жертвы, показало, насколько устарели некоторые принципы безопасности, заложенные в проект АЭС «Фукусима». Надо делать выводы из таких уроков, но не запугивать людей атомной энергетикой. В наше время при строительстве атомных станций закладываются современные принципы безопасности, учтены многие события прошлого, и сегодня, например, никто не поставит АЭС на берегу океана в высокосейсмичной зоне. Любая современная электроника может оказаться беззащитной перед большой волной. Что касается реактора ОИЯИ, то он выдержит землетрясение до 7 баллов, хотя землетрясение магнитудой 6 баллов в этой области может произойти с вероятностью один раз в тысячу лет, а магнитудой 5 баллов – раз в сто лет.
Исследования на реакторе
Реактор ОИЯИ работает в режиме центра коллективного пользования. Это означает, что любые исследователи из других организаций могут проводить на нём эксперименты. Время для работы на реакторе ИБР-2М чётко распределено: внутренние пользователи получают 35% времени, для исследователей из других организаций 55% приходится на обычные заявки, 10% – на срочные.
«Специальная международная экспертная комиссия рассмотрит предложение и если он получит одобрение и высокую оценку научного потенциала, выделит проекту время на проведение эксперимента. Я, как ответственный экспериментатор, также просматриваю запросы и даю заключение, можно ли на наших установках провести такого рода исследования. Ведь эксперименты очень дорогие, и их экспертиза – это обычная международная практика», – рассказывает начальник группы малоуглового рассеивания лаборатории Александр Иванович Куклин.
По словам учёного, модернизированный ректор открывает невероятные возможности для исследований как фундаментальных, так и прикладных исследований; его даже называют «окном в наномир». Для этого предназначены уникальные установки, которые многие годы обкатывались и совершенствовались в стенах института. На каждом из четырнадцати каналов реактора находятся исследовательские установки с мишенями. Сейчас, в частности, ведутся работы по созданию концепции нового криогенного замедлителя для реактора, который позволит менять спектр нейтронов. На реакторе есть десять спектрометров, на подходе еще два.
«С помощью метода рассеяния нейтронов можно получать информацию о том, как устроено вещество на атомном и надатомном уровне, выяснить его свойства и структуру, причем это касается также биологических материалов», – объясняет Виноградов. – Такого рода фундаментальные исследования определенно станут основой для создания новых материалов и технологий».
С помощью Фурье-дифрактометра , например, можно изучать строение вещества, структуру моно- и поликристаллов, исследовать новые типы материалов, например, композитов, керамик, градиентных систем, а также механические напряжения и деформации, возникающие в кристаллах и многофазных системах. Высокая проницающая способность нейтронов обуславливает их применение для неразрушающего контроля напряжений в объёмах материалах или изделиях под воздействием нагрузок, облучения или высокого давления. Обычные методы не позволяют обнаруживать скрытые дефекты внутри бруска в несколько сантиметров толщиной. Нейтронография дает возможность исследовать материал по объёму и найти места напряжений, которые в процессе эксплуатации станут критическими дефектами. Такие исследования очень важны для разработки будущих безопасных реакторов. Или, например, геофизические исследования: нейтроны можно использовать для изучения горных пород. По ориентации кристаллитов в них можно восстановить картину процессов там, откуда извлечены породы. На реакторе уже проводили интересные исследования образцов из Кольской сверхглубокой скважины, взятых с глубин от 8 до 10 километров. Полученные данные позволили проверить и дополнить модели тектонических процессов, проходивших в этом регионе.
Огромный интерес вызывают фундаментальные и прикладные исследования материалов, содержащих магнитные атомы, водород, литий, кислород. Такие функциональные материалы могут широко использоваться в технологиях записи и хранения информации, в энергетике и системах связи. На ИБР-2 уже проводили и проводят исследования сложных оксидных материалов с уникальными свойствами – колоссальным магнитным сопротивлением, сверхпроводимостью, магнитоэлектрическими эффектами, выяснили, какие механизмы лежат в основе их физических свойств на структурном уровне. Спектрометры и рефлектометры с поляризованными электронами позволяют изучать объёмные наноструктуры, в том числе многослойные; коллоидные растворы, ферромагнитные жидкости, определять свойства поверхности и тонких пленок толщиной до нескольких тысяч микрон, их ядерные и магнитные свойства.
Спектрометр малоуглового рассеяния нейтронов благодаря щадящему характеру излучения позволяет проводить эксперименты по исследованию биологических объектов размером от одного до нескольких сотен нанометров. «Мы можем изучать не только внутреннюю структуру, но и поверхность объекта. Это, в первую очередь, белки в растворе, мембраны или митохондрии, полимеры. Под действием различных факторов у мембраны изменяется структура, толщина, физические свойства, проницаемость, подвижность. Мы можем получить новые сведения о биологических объектах в разных условиях в процессе жизнедеятельности, которые невозможно получить другими способами», – рассказывает про работу своей группы Куклин.
У ИБР славная история, полная многих открытий. Сегодня помимо фундаментальных исследований много внимания уделяется и прикладным исследованиям свойств наноструктур, наноматериалов и живых тканей, всего того, что может оказаться важным и полезным для здоровья человека.
