Embed Size (px)
Citation preview
ISTRA2lVA£KI NUKLEARNI REAKTORI I NJIHOVA ULOGA U NUKLEARNO-ENERGETSKOM PROGRAMU
Mr. Obrad M. Sotid Institut za nuklearne nauke "Boris KidriC-Vinca
1. UVOD Svaka zemlja koja planira da uvede nuklearnu energiju
u toku slededih dvadeset godina suofiena je danas sa problemom razvoja odgovarajude tehnologije. Bilo da zemlja namerava da uve-ze nuklearne elektrane, bilo da Sell sama u"potpunosti ill deli-mifino da ufiestvuje u njihovoj izgradnji, kao i realizaciji opre-me, neophodno je da razvije potrebnu naucnu, tehnoloSku inSenjer-sku i industrijsku bazu.
Nuklearno-energetski program!, koji se u torn cilju for-miraju, karakterisu se izgradnjom i eksploatacijom istra2ivackih reaktora, pofiev od kriticnih sistema nulte snage do velikih is-traSivackih reaktora u kojima je mogudno ispitivanje gorivnih elemenata za nuklearne elektrane, a i drugih materijalnih kom-ponenti reaktora, ukljufiujudi i delimifino reprodukovanje radnih uslova energetskog nuklearnog reaktora.
U svetu je, do danas, izgradjeno preko 400 istraSiva-Ckih nuklearnih reaktora. Stecena iskustva pokazuju da planira-nje, konstrukcija i korisdenje ovih reaktora doprinose mnogim znacajnim momentima, kao Sto su: bliska medjusobna saradnja na-ucnika, inzenjera i tehnicara raznih profilaj razvoj mnogih zna-nja i tehnika potrebnih u realizaciji nuklearno-energetskog programa; obuka kadrova razlifiitih profila (konsultantskog, pogon-skog, industrijskog i zakonodavnog); davanje impulsa za razvoj i usmeravanje sopstvene nuklearne industrlje; razvoj mnogih prate-dih istrazivackih programa u fizici, hemiji, biologiji i medlcini.
354
2. ISTRA2lVAeKI NUKLEARNI REAKTORI
Pod istraSivafikim reaktorima podrazumevaju se nuklearni reaktori koji su konstruisani u cilju generisanja neutrona za ek-sperimentalne potrebe, a cije se snage kredu u opsegu od oko 10 kW do nekoliko megavata. Medjutim, u istraSivafike reaktore se fiesto ubrajaju i eksperimentalni reaktori manjih snaga koji se prvenstve-no koriste za obuku, kao i kritifini sistemi ciji je osnovni cilj ispitivanje neutronskih osobina samih sistema. I reaktori za ispi-tivanje materijala, velikih snaga, fiija je osnovna namena proiz-vodnja izotopa i ozrafiivanje materijala i komponenata za razlicita ispitivanja, takodje se mogu svrstati u istrazivafike reaktore u Si-rem smislu.
IstraSivafiki reaktori se mogu klasifikovati na nekoliko razlicitih nafiina u zavisnosti od vrste i konfiguracije goriva, mo-deratora i hladioca koje koriste, kao i od brzina neutrona koji izazivaju fisiju. Kao aktivni gorivni materijali koriste se priro-
235 dni uran, obogadeni uran (u kome je frakcija izotopa U povedana), plutonijum ( Pu) i u manjoj meri U i Th. Moderatore, koji se upotrebljavaju u cilju smanjenja energije neutrona, uglavnom predstavljaju grafit, laka i teSka voda. Konfiguracija moderatora i goriva takodje daje osnovu za klasifikaciju reaktora. U tzv. he-terogenlm reaktorima, nuklearno gorivo je rasporedjeno u moderato-ru po pravilnoj mreSi (reSetki), dok su u tzv. homogenim reaktorima gorivo i moderator medjusobno izmesani, bilo u obliku tefinog rastvora, bilo u vidu tecnih soli ili metala. Reaktori koji rade iznad nivoa minimalnih snaga, koriste neki oblik hladjenja da bi se uklonila proizvedena toplota. Laka voda, telka voda ili neki gas, (uglavnom ugljendioksid, helijum i vazdhh) se najfieSde koriste kao hladioci, bilo putem prirodne konvekcije, bilo veStafiki izazvanom cirkulacijom.
Istrazivacki reaktori se dalje mogu klasifikovati prema "forzini, odnosno energiji neutrona koji izazivaju fisiju. Vedina istraSlvafikih reaktora koji se danas koriste su termalni reaktori, Ito znafii da se u njima fisije odigravaju predominantno u oblasti termalnih energija.U tzv. brzim reaktorima, fisije se izazivaju uglavnom brzim neutronima fiije su energije reda 100 keV i viSe, zbog cega u ovim reaktorima ne postojl moderator kojim bi se us-
355
poravali fisioni neutroni.
U daljem tekstu onisane su osnovne karakteristi ke istrazivackih reaktora ko.ii su svrr.tani orena pore opisanira karakteristikama, na nacin na koji se u literaturi najoeSce navode /I,2,3/. U svakoj klasi navedeni su uglavnom prototipovi, ili oni reaktori koji su iraali veliki znacaj za kasniji razvoj istrazivackih i energetskih nuklearnih reaktora. Neke karakteri-stike reaktora koji su navedeni u tekstu, date su u Tabeli 1.
2.1. Tipovi istrazivackih reaktora
(a) Lakovodni heter-ogeni reaktori
Lakovodni reaktori heterogenog tipa su, zajedno sa teskovodnim reaktorima, najvise zastupljeni medju istrazivackim reaktorima. II ovom tipu reaktora, nuklearno gorivo je locirano u bazenu ili u tanku ispunjenim lakom vodom kao moderatorom. S obzirom da su gorivo i moderator fizicki odvojeni, reaktori ove vrste se nazivaju heterogenim, za razliku od homogenih u kojima su oni ravnomerno izmesani.
Konstrukcija reaktora bazenskog tipa je vrlo jedno-stavna i sastoji se primarno od resetke gorivnih elemenata poto-pljenih u veliki bazen ispunjen vodom. Osnovna odlika im je niska cena, sigurnost i velika fleksibilnost. Konfiguracija jezgra moze da se lako menja, a sem toga, jezgro moze da se postavi na razlicitim mestima u bazenu, pri cemu se bazen mo?.e podeliti na riva dela pokretnom branom. Prototip ove klase reaktora je BSE reaktor( 'Bulk-Shielding Reaktor") u Oak Ridgu (Sl.l). Osnovna namena ovog reaktora bila je da omoguci prou-cavanje uticaja zracenja na bioloske procese i ostecenje man.jih ili vecih komponenata materijala usled zracenja. Eksperimentalni uredjaji se postavijaju u delu bazena, u odsustvu vode (pomocu brane koja se kasnije otvori i ceo bazen napuni vodom), ili se uzorci za ozrafiivanje jednostavno spustaju u bazen sa pqkret-nog mosta, pri cemu voda u otvorenom bazenu sluzi kao transca'xn-tna zastita. U mnogim verzijama reaktora ovoga tina, koje nu kasnije sledile, uvedeni su posebni otvori za eksperiraentalne kanale, cevi sa pneumatskim transferom i dru^a orirema. Medjutim,
TABELA 1. 'Karakteristlke nekih istraSivackih reaktora u svetu
Reaktor
BSR-1
LITR
WR-C
MTR
L-77
TRIGA
CP-5
HPBR
BGRR
HTLTR
EBR-1
tip (obog.,mod.,hlad)
bazen (93% U,H20, H20)
tank (30% U, H20, H20)
tank (10% 0, H20, H20)
tank (93% 0, H20, H20)
homog.-tecan (20%-90% U, H20,-)
homog.-cvrst (20% U, ZrH+H20,H20)
tank (90% U, D20, D20)
tank (93% 0, D20, D20)
grafitni (prir.U,93%U,grafit,vazd.
grafitni (5% U, grafit, N2)
brzi (95% Pu, - , NaK)
Snaga (kW)
1000
3000
2000
40000
0.01
250
5000
40000
16000 ) 2000
1200
fluks ?th(n/cm2s)
no13
2-1013
1,1-1013
4,8«1014 (max)
1,5-108
4-1012
5-1013
7-1014 (max)
1,3-1013
2-1010 (max)
neutrona $f(n/cm s)
1-1013
3-1013
5,5-1014 (max)
2,6-108
5-1012
1'1013
1,6-1015 (max)
L10 1 0
(max) 1,3-1014
Lokacija
Oak Ridge
Oak Ridge
Moskva
Idaho Falls
Canoga Park
Urbana
Argonne
Upton (Brookh.N.L.) Upton (Brookh,N.L.) Richland
Idaho Falls
Ul
357
-STOP
CONTROL PANEL
GATE CAN BE PLACFD HERE
WATER LEVEL ONTROl EQUIPMENT
CONTROL RODS
REMOVABLE HEAVY CONCRETE BLOCKS
WATER INLET RAIN
Sl.l. Sematski prikaz istrazivafikog reaktora BSR-1 u Oak Ridge National Laboratory
358
tesko je vrsiti ozracivanja uzoraka u jezgru zbog gusto pakovanih gorivnih elemenata, pa se ozracivanja vrse u reflektoru gde gustina fluksa termalnih neutrona iznosi oko 10 yn/cm s po MW.
Za flukseve iznad ove vrednosti, reaktor sa tankom je praktiSno neophodan. Konstrukcija reaktora sa tankom poseduje potrebnu zastitu od cvrstog materijala i na taj nacin eliminise suvisnu kolicinu vode koja je potrebna kod reaktora sa bazenom. Umesto vode, koju ovaj tip reaktora sadrzi u znatno manjoj meri, potrebna je veca kolicina betona kao zastita. Jezgro reaktora je stacionarno, a tank u kome je smesteno je hermeticki zatvoren. Ovi reaktori omogucavaju postizanje vecih snaga ali su skuplji i manje fleksibilni od reaktora sa bazenom jer kroz tank i zastitu moraju da prodru ne samo cevovodi i kontrolne linije, vec i niz eksperimentalnih kanala i kanala za ozracivanje. Jedan od prototipova reaktora ove klase je V7R-C ("Vodo-vodjanij Reaktor") u Moskvi (SI.2) i LITR ("Low Intensity Test Reactor") reaktor u Oak Ridgu (SI.3), koji je iskoriscen kao mehanicki i hidraulicki "mockup" za MTR reaktor ("Material Testing Reactor") u Idaho Falls-u (SI.4).
Reaktori za ispitivanje materijala (MTR) su visoko-fluksni reaktori i imaju veliki zna5aj za razvoj energetskih nuklearnih reaktora. Oni obezbedjuju izvor neutron3kog i .gama zracenja velikog intenziteta u cilju ispitivanja efekata ovih zracenja na razlicite gorivne elemente, hladioce i komponente. Materijali koji se stavljaju u tzv. "petlju" koja prolazi kroz jezgro ovakvog reaktora mogu da budu izlozeni takvim zracenjima koja su toliko jaka ili eak i jaca od onih koja se ocekuju u energetskom reaktoru, gde ce oni biti upotrebljeni. Fluksevi neutrona (i brzih i termalnih) koji se generisu u ovim reaktorima su reda od bar 10 n/cnrs.
(b) Homogeni reaktori
Po3toje dva tipa ovih reaktora u kojima je nuklearno gorivo izmesano sa moderatorom. Jedan naSin^avaju reaktori sa tecnim jezgrom, a drugi reaktori 3a cvrstim jezgrom.
359 Legenda: l-horizontalni kanali
5- termalna kolona 6- kanali u termalnoj koloni 1- kanali u termalnoj koloni
SI.2. Vertikalni presek istraSivackoq reaktora WR-C u Moskvi.
360
MORTARED CORCRETE BLOCK*
SI.3. Vertikalni presek istrazivackog reaktora LITR u Oak Ridge National Laboratory
TYPICAL VC HOLES
BERYLLIUM REFLECTOR
■TOP PLUG REMOVED
THERMAL COLUMN'
REACTOR TANK
■THERMAL SHIELD
BIOLOGICAL SHIELD
HOPIZONTAL BEAM HOLE HB 2
PERMANENT GRAPHITE
HYDRAULIC SHUTTLE TUBES
Si.4. Sematski Drikaz istrazivackoq reaktora MTR tt Idaho Falls-u.
362
Najveci broj reaktora sa tecnim jezgrom cine tzv. "vodeni bojleri". Ovaj naziv su dobili zbog toga sto za vreme rada dolazi do slabog razlaganja vode, a nastali molekuli vodo-nika i kiseonika stvaraju mehurice slicno kao kod kljucanja. Do kljucanja medjutim, ne dolazi, jer se temperatura rastvora odrzava ispod 80°C hladjenjem vodom. Karakteristika ovih reaktora je malo jezgro nacinjeno obicno u obliku kugle od nerdjajuceg celika precnika 50 do 40 cm u kojoj se nalazi uran, u obliku uran-nitrata ili uran-sulfata, rastvoren u obicnoj vodi. Voda sluzi i kao rastvarac i kao moderator. Sloj grafita ili berili-jum oksida debljine oko 50 cm, koji obuhvata jezgro, sluzi kao reflektor, a beton debljine od 50 cm do 150 cm, postavljen oko reflektora, sluzi kao zastita. Razliciti eksperimentalni uredja-ji - termalne kolone i eksperimentalni kanali, cevi za ozraci-vanje i dr., postavijaju se u odgovarajuce otvore kroz zastitu i reflektor, oko jezgra, vec prema nameni reaktora. Reaktor L-77 (SI.5) predstavlja rezultat viiegodisnjeg razvoja modela reaktora ove vrste. Ovi reaktori su veoma pogodni za neutronska ozracivanja gde su potrebni mali intenziteti fluksa termalnih neutrona,"reSa**T0 "do'10'n/cms po W snage reaktora.
Drugu grupu homogenih reaktora sacinjavaju reaktori sa cvrstim jezgrom. Najpoznatiji i najrasprostranjeniji tip reaktora ove grupe je TRIGA reaktor ("Training Research Isotope production General Atomic"), ciji je presek dat na SI. 6, Njegova najvaznija osobina je veliki negativni temperaturski koeficijent reaktivnosti (-1.10- Sk/k po °C), koji potice od kombinacije goriva u obliku smese urana i cirkonijum hidrida i moderators. Ta osobina omogucava i impulsni r-ezim rada obezbe-djujuci pri tome potrebnu sigurnost, jer ekskurzija snage koja rezultuje naglim povecanjem reaktivnosti zavrsava se sama od sebe porastom temperature. Ovi reaktori rade uglavnom na snagama bd 250 kW u stabilnom rezimu (do 1000 MW u impulsnom) i proizvode
12 2 fluks termalnih i brzih neutrona od oko 5-10 n/cm s.
363
"■NlMOi I I . I M Q I I i . ,
iwiRnsMinn
Si.5. Sematski pril-az istraSivaCkog reaktora L-77 u Cano<ja Park-u.
364
1 VI !
m ... -J—r- ^
8636
3480
521
3»~| | . wsr
S3.. 6 , Vertikalni i horizontalni presek istra2ivaCkog reaktora TRIGA - Mark II.
365
(c) Teskovodni heterogeii reaktori
lako se teskovodni reaktori, po svora firi'kaa i%*ledu i nacinu rada, ne razlikuju mnogo od lakovodnih reaktora sa tankom, znacajne razlike poticu od cene teske vode i njenog malog apsorpcionog preseka za termalne neutrone. Sem topa, sa razliku od lakovodnih reaktora, reaktori moderirani teskom vodom mogu da koriste i prirodni uran kao nuklearno gorivo.
Cena teske vode je relativno visoka (danas iznosi oko 220$/kg), zbog skupog postupka izdvajanja iz obicne vode. To zahteva preduzimanje odgovarajucih mera kako bi se sprecila njena degradacija. Neophodan je dobro zatvoreni cirkulacioni sistem u kome teska voda kruzi kroz reaktorski sud, jezgro i izmenjivac toplote. Zbog malog apsorpcionog preseka teske vode za termalne neutrone, kriticna masa ovog reaktora je manja u odnosu na lakovodni reaktor iste snage. Isto tako, mali apsorpcioni presek teske vode omogucava veci razmak izmedju gorivnih elemenata, sto obezbedjuje i lociranje vertikalnih eksperimentalnih uredjaja unutar samog jezgra. Jedan od prototipova reaktora ove vrste je C-5 reaktor u Argonne-u (SI.7). Reaktori ove vrste poseduju jednu do dve termalne kolone i veci broj horizontalnih i vertikalnih eksperimentalnih kanala. Sem toga, cesto se i podnozje reaktorsko"- tanka koristi za istrazivacki rad preko odp-ovarajucih tunela. Istrazivacki reaktori sa prirodnim uranom su veci po dimenzijama, imaju mnogo vecu kriticnu masu i rade na mnoro veco.i snazi da bi dostigli istu vrednost fluksa termalnih neutrona. Inace, prosecne vrednosti fluksa termalnih neutrona kod reaktora
15 14 2 sa obogacenim gorivom krecu se od 10 J do 10 n/cm s, pri snagama od nekoliko megavata.
Kao i kod lakovodnih reaktora, tako su i u ovoj grupi reaktora razvijeni visokofluksni reaktori koji obezbe .iuju fluks
15 2 termalnih neutrona do 10 n/cm s, pa i vise. Nasi. 8 prikazan je vertikalan presek HFBR reaktora ("High Flux Beam Reactor") koji pri snazi od 40 MW postize maksimalni fluks termalnih neutrona od 7.10 n/cm s. Pojedini reaktori iz ove grupe rade i na snagama od nekoliko stotina MW.
366
HEAVY WATER HANDLING SYSTEM
SI.7. Sematski prikaz istraSivafikog reaktora CP-5 u Argonne National Laboratory.
367 Legenda: 1- horizontalni kanali
3- vertikalni kanali (do jezqra) 5- vertikalni kanali (do reflektora)
CONTROL ROD DR'VE-
HEAVY CONCRETE-
MAIN CONTROL R O D - p i ^
©I
THERMAL SHIELD-
" f ORDINARY CONCRETE
Ud
SI.8. Vertikalni presek istraSivackog reaktora
HFBR u Brookhaven National Laboratory'.
368
(d) Grafitni reaktori
Grafitni istrazivacki reaktori sa prirodnim uranom kao nuklearnim gorivom gradjeni su neposredno nakon II svetskog rata. Ovi reaktori se karakterisu velikim dimenzijama i mnogo-brojnim eksperimentalnim uredjajima koji su ugradjeni u sistemu. Gorivo od prirodnog urana mora da bude hermeticki oklopljeno kako bi se sprecila oksidacija i oslobadjanje fisionih produka-ta. Specificna snaga kod reaktora ovoga tipa je mala i iznosi nekoliko desetina kW po kilogramu. Grafitni reaktori imaju jednu ili nekoliko termalnih kolona i veliki broj (obicno oko 100 i vise) otvora i kanala za eksperimentalne potrebe. Fluks
12 2 termalnih neutrona kod ovih reaktora se krece oko 5-10 n/cm s. Zamena goriva od prirodnog urana sa visoko obogacenim
gorivom znatno povecava fluks neutrona i smanjuje kriticnu masu. Na SI. 9. prikazan je reaktor BGRR ("Brookhaven Graphite Research Reactor"), jedan od prvih reaktora ove vrste.
U klasi grafitnih reaktora razvijaju se i modeli visokotemperaturskih reaktora sa ciljem da se ispitaju principi rada visokotemperaturskih reaktora hladjenih gasom ili tecnim materi-jalom, da se ispitaju parametri resetki i testiraju gorivni elementi u radnim uslovima na temperaturama koje se krecu i do 2000°C. Na Si.10.prikazan je reaktor HTLTR ("High Temperature Lattice Test Reactor") koji spada u ovu grupu reaktora.
(e) Brzi reaktori
Brzi istrazivacki reaktori koji se grade najcesce kao kritioni sistsmi, pruzaju mogucnost fizickih merenja u spektru .brzih neutrona, sluze kao izvori brzih neutrona i omogucavaju eksperimente u cilju izucavanja potrebnih parametara za buducu izgradnju energetskih brzih reaktora. Od posebnog interesa su eksperimenti '/ezani za ispitivanje sistema za hladjenje, a
o e ® o A
LEGEND
LATTICE CHANNELS DISPLACED LATTICE CHANNELS PNEUMATIC TUBES KEYS CONTROL RODS
e C
D E
BOTTLING MACH CENTRAL CORE OPENING SHOT WELLS EXPERIMENTAL OPENING
SI.9. Sematski prikaz strukture grafita istrazivackog
reaktora BGRR u Brookhaven National Laboratory.
-REMOVABLE EXPERIMENTAL CORE
SAFETY ROO
CORE DOLLY-
- :
o
- NEUTRON GENERATOR
HEATER
SI.10.Sematski prikaz istraSivackog reaktora HTT.TR n R l r h l a n d - u .
CONCRETE SHIELDING WALL
371
takodje i eksperimenti za izucavanje sigurnosnih aspekata rada ovakvih reaktora. Na si. 11.prikazan je reaktor EBK-1 ("Experimental Breeder reactor'"*, jed-i:i od prototi-novu reaktov:i ove vrste.
Sem navedenih tipova reaktora, postoje i impulsni brzi reaktori, kao i termalni reaktori sa posebnim namenama, koji, medjutim, nisu od veceg interesa za nuklearno-energetski program.
2.2. Karakteristike istrazivackih reaktora
(a) Lakovodni heterogeni reaktori
Heterogeni reaktori moderirani lakom vodom karakte-risu se fleksibilnoscu i pristupacnoscu sa stanovista eksperi-mentalnog koriscenja. Snaga ovih reaktora krece se u sirokom dijapazonu od 100 kW do nekoliko stotina MW. U skladu sa snagom, maksimalni fluks neutrona koji se moze dobiti krece se od oko 10 do 10 n/cm s. Izbor tipa reaktora sa bazenom ili tankom zavisi od istrazivackih potreba. Nivo snage reaktora sa bazenom oyranicen je na nekoliko MW, dok snaga reaktora sa tankom moze da dostigne i nekoliko stotina MW. Reaktori sa bazenom pruzaju jedinstvenu fleksibilnost u pogledu formiranja jezgra i eksperimentalnim mogucnostima pri relativno niskoj ceni, dok reaktori sa tankom generisu vrlo visoke flukseve neutrona.
Lakovodni reaktori imaju kriticne mase reda nekoliko kilograma. Za reaktore male snage, vreme zivota nuklearnog goriva iznosi nekoliko godina, a u nekim slucajevima je odredjeno i trajanjem samog sistema pre nego izgaranjem. Za reaktore visokih snaga, za ispitivanja komponenti i materijala, ovo vreme iznosi nekoliko nedelja.
Sa stanovista pogona, ukoliko su pravilno konstruisani, ovi reaktori spadaju u vrlo sigurne sisteme zbog nerativn.i'-. tem-peraturskih koeficijenata. Kod reaktora velike snare mora da se vodi racuna o nagomilavanju fisionih produkata i brzon iz aranju goriva, ali ovi faktori teze da smanje rea>tivno't-. he *; tako povecavaju sigurnost.
372
-SHIELDING
/OUTLET PLENUM
-SAFETY PLUG
STEEL SHIELD
SI.11. Vertikalni presek istrazivackog reaktora
EBP.-l u Idaho Fallsu
373
(b) Homogeni reaktori
Prednosti homogenih reaktora nad ostalim istra?,iva"kim reaktorima ukljucuju jednostavnost konstrukcije, relativno ninku cenu, malu potrosnju goriva, odsustvo manipulisanja gorivnim ele-mentima (kod vecine tipova) i postojecu sigurnost usled velikog negativnog koeficijenta temperature i snage. Vazni nedostaci su relativno mali fluksevi neutrona, problemi vezani sa talozenjem nuklearnog goriva i potencijalmm opasnoscu od curenja goriva (u tecnim sistemima) i ogranicenje snage za stabilan rezim rada.
Posebna karakteristika homogenih reaktora sa tecnim jezgrom je proces razlaganja vode usled uticaja fisionih fragme-nata. Ta pojava rezultuje u negativan koeficijent reaktivnosti snage, hemijsku nestabilnost rastvora jezgra i zahteva korisce-nje posebne opreme za tretiranje i rekombinaciju gasa.
(c) Teskovodni heterogeni reaktori
Teskovodni i lakovodni heterogeni reaktori su po mnogo cemu slicni. Imaju poredive dimenzije, koriste vodu kao moderator i hladilac, imaju slicne zahteve u pogledu zastite i koriste slicne ili cak istovetne gorivne ansamble. Medjutim, postoje i znacajne razlike medju njima. Teskovodni reaktori zahtevaju dobro zatvoreni sistem kako bi se sprecila degradacija skupe teske vode. Apsorpcija neutrona u moderatoru ovih reaktora je mala, a termalno iskoris-cenje u jezgru veliko, sto rezultira u maloj kriticnoj masi, velikom eksperimentalnom prostoru i relativno visokom fluksu neutrona u reflektoru sto omogucava postavljanje veceg broja eksperimentalnih kanala.
Osnovna prednost teskovodnih reaktora je u visokom fluksu termalnih neutrona po jedinicnoj snazi. Oha se izrazava manjom snagom, manjim fluksom gama zracenja, manjim izgaranjem goriva i duzim ciklusom goriva u reaktoru, za datu vrednost fluksa termalnih neutrona. Ovi reaktori omogucavaju odredjenu selekciju spektra neutrona u eksperimentima. Unutar cilindricnog gorivnog elementa, fluks brzih neutrona je nesto visi od fluksa termalnih neutrona, dok izmedju gorivnih elemenata i u reflektoru on moze biti i desetak puta man.ii.
374
Teskovodni reaktori rade uglavnom na niskim temperatu-rama, te korozija ne predstavlja ozbiljan problem. Sigurnost i jednostavnost sistema omogucavaju kontinualan rad bez prekida, sto je veoma vazno za vecinu eksperimenata.
Osnovni nedostatak ovih reaktora je visoka cena teske vode. Obicno je potrebno 6 do 8 tona teske vode za reaktore koji koriste nuklearno gorivo od obogacenog urana.
(d) Grafitni reaktori
Glavna karakteristika grafitnih istrazivackih reaktora je velika zapremina i velika povrsina sistema, koje omogucavaju da se niz eksperimenata izvrsi simultano. Druga prednost ovih reaktora je mogucnost koriscenja gorivnih kanala za odredjene eksperinente u jezgru reaktora.
Mali odnos snage prema zapremini omogucava upotrebu relativno jednostavnih sistema za hladjenje koji koriste uglavnom vazduh na malim pritiscima. Relativna jednostavnost konstrukcije i pogona ovakvog reaktora i njegova inertnost u odnosu na pro-mene, cine ga idelanim za istrazivacki rad koji zahteva kontinualan rad reaktora pri konstantnoj snazi.
Glavni nedostatak grafitnih istrazivackih reaktora koji koriste prirodni uran je visoka cena zbog velikih dimenzija koje su potrebne. Cak i sa uvodjenjem visoko obogacenog nukleamog goriva, ovi reaktori iskazuju visoku cenu po jedinicnom fluksu neutrona. Drngi nedostatak je mala gustina snage, sto znaci da je potrebna relativno velika snaga da bi se ostvario visok fluks neutrona, sto doprinosi stvaranju vecih kolicina potencijalno opasnih fisionih produkata.
Jedan od pravaca daljeg razvoja reaktora ovoga tipa su visokotemperaturni gasom hladjeni reaktori. Oni sluze kao proto-.tipovi za "buduca energetska postrojenja sa visokim stepenom tenaickog iskoriscenja, a takodje omogucavaju i istrazivanja u oblasti hladjenja gasom brzih reaktorskih sistema.
375
(c) Brzi reaktori
Istrazivacki brzi reaktori imaju -posenna '\fts;eftM, bar u oblasti nuklearne energetike, a oaa se sastoji u ra.:voju np.v-grama za brze oplodne reaktore. Dimenzije i sastav jezgra ovih reaktora su takvi da budu isti ili bar s_oai -:ao i kod budu-Sih energetskih reaktora. Ovi reaktori najcesce rade na nultim snagama, ali omogucavaju u sirokom obimu proveru parame:,..i-a projektovanih brzih energetskih reaktora.
3. KORISCENJE ISTRAZIVACKIH NUKLEARNIH REAKTORA
Istrazivacki nuklearni reaktori omogucavaju izvodjenje niza eksperimenata u oblasti fizike neutrona, reaktorske fizike i tehnike, fizike cvrstog stanja, a takodje i u oblasti hemije, biologije i medicine. Vecina ovih eksperimenata koristi zracenja proizvedena fisijom i mora se izvesti u samom reaktoru. Medjutim, mnogi eksperimenti mogu da se izvedu i van reaktora, a posebno oni koji koriste radioizotope proizvedene u njemu.
Koriscenje istrazivackih nuklearnih reaktora moze, u opstem smislu, da se podeli na tri osnovne kategorije:
(1) fundamentalna istrazivanja (2) istrazivanja vezana za nuklearno-enerretski program, (3) proizvodnju radioizotopa i ozracivanje uzoraka.
Treba odmah reci da ostrih granica izmedju navedenih kater-orija nema i da se istrazivanja vezana za koriscenje nuklearnih reaktora cesto medjusobno preplicu, pri cemu rad u jednoj oblasti inicira nova istrazivanja u drugoj.
U trazenju odgovora na pitanje ko.ie su to oblasti intro-zivanja i primene istrazivackih nuklearnih reaktora, ujedno i ko, i su to pravci razvoja buduce eksploatacije ovih reaktora u svetu, mogu se nabrojati sledeci znacajniji primeri/ 4,5,6,7/:
376
1. Mnogi istrazivacki reaktori male snage pokazali su da se u vecoj meri i dalje mogu uspesno koristiti ukoliko se to cini sa potrebnom umesnoscu i pri tome vadi racuna o njihovim mo-gucnostima. Oni ne treba da se takmice sa visc.o-fluksnim reaktorima u pogledu iste vrste eksperimenata, jer se na njima mogu izvesti osnovni eksperimenti u mnogo "cistijim" uslovima. Najbolji nacin koriscenja reaktora malih snaga sastoji se u ostvarivanju vrlo dobro definisanih eksperimentalnih uslova sa dobro poznatim i konstantnim fluksevima neutrona uz adekvatnu opremu, koristeci se laksom pristupnoscu i fleksibilnoscu ovih reaktora.
Sem provera teorijskih modela za analizu reaktorskih sistema, sto inace predstavlja kontinualan proces u koriscenju istrazivackih reaktora, oseca se potreba i za izvodjenjem niza merenja kojima bi se kompletirali postojeci podaci. Da nabrojimo samo neke:
- dok merenja baklinga pokrivaju skoro ceo opseg koji je od interesa za vecimi reaktorskih modela, jos xivek -se oseca — nedostatak detaljnih i pouzdanih merenja u celijama reaktora u sirem opsegu;
- postoji velika potreba za merenjem temperature goriva i hladioca, koeficijenata reaktivnosti i prenosa toplote za siri opseg celija jezgra, gorivnih materijala i hladioca;
- potrebno je istraziti optimalno lociranje detektora fluksa i kontrolnih uredjaja za prostomu kontrolu fluksa i snage u energetskim reaktorima;
- potrebno je i dalje razvijati metode nedestruktivnog odredjivanja izgaranja goriva, ne samo za potrebe primene "safeguards"^, vec i za sigurnosne i ekonomske analize pogona reaktora i za optimalno planiranje izmestanja i zamene goriva.
2. Jedan od vidova koriscenja reaktora male i srednje 'snage ogleda se u primeni postupaka neutronske aktivacione analize i neutronske radiografije. Oba postupka, kao nedestruktivni postupci ispitivanja materijala,imaju sve vecu nrimenu. Aktivacio-na analiza je posebno interesantna za prospekciju rttda. urana.
377
Za njihovu primenu cesto je potrebno podesiti spektar neutrons reaktora na mestu postavljanin u"Tka. V "avi=nont;i od tora do II je anali~a ci i ana ns 'vf reakci jiUnfi S f tr.vna ia Lermalnim neutronima, ili na brzim neulronima us prinenu pra detektora, potrebno je odgovarajucu komponentu spektra neutrona istaci, odnosno drugu sto vise suzbiti.
3. Razvoj nuklearne energetike zahtevao je resavan.ic kompleksnih naucnih problema, vezanih ne samo za proracun i projektovanje reaktora, nego i za predvidjanje "Dosledica dugotrajnog ozracivanja konstrukcionih materijala, mehanickih i elektronskih komponenata. Prilikom izvodjenja niza eksperimenata u kojima se proucava dejstvo jonizujucih zracenja, neonhodno je i ta'no odrediti karakteristike polja zracenja. Sem za merenja spektra neutrona, potrebno je dalje razvijati i tehnike sa detekci.iu i dozimetriju kako neutronske, tako i komponente gama zra'enja iz nukleamog reaktora.
4. Kod velikog broja reaktora male snage cine se pokusaji da im se poveca snaga. Iako se modifikaci.ie tretiraju kao "povecanje snage reaktora", radi se ustvari <.-■ "povecanju fluksa neutrona", bilo lokalno, bilo u celini. Razlozi za ovakav pothvat leze u smanjenju vremena ozracivanja uzoraka, mogucnostima izvodjenja novih eksperimenata koji zahtevaju vece intenzitete fluksa neutrona, vecoj osetljivosti metoda aktivacione analize itd.
Sem povecanja snage, veliki napori se cine i u pronalazenju novog prostora za ozracivanje u postojecim reaktorima. Narocito su izrazene teznje za koriscenje veceg prostora u jezpjra, kako za teskovodne, tako i za lakovodne istrazivacke reaktore. To je posledica sve veceg interesovanja za tzv. "inpile" eksperimente. Na primer, za vreme ozracivanja potrebno je vrsiti cesto kontinualna merenja mehanickih osobina uzoraka, merjnja termalne provodnosti uzoraka (posebno nukleamog goriva) i si .
S. Tip reaktora koji je pogodan za osnovna istrazivanja u reaktorskoj fizici obicno nije pogodan i za tehnoloske proprame. Dok se vrlo koristan i potreban rad moze izvrsiti u malim reaktorima, oni sami nisu dovoljni da stimulisu razvoj istrazivanja na sirem planu koja su potrebna u sklopu nuklearnoenergetskog
378
programa. Za tu svrhu neophodni su veliki istrazivacki reaktori. Jedan od veoma znacajnih vidova koriscenja velikih
istrazivackih reaktora sastoji se u testiranju razlicitih komponenata reaktora.Li njima mogu da se postave petlje i drugi veci eksperimentalni uredjaji za ozracivanje u kojima kompletna ispitivanja mogu da budu izvrsena u uslovima koji vladaju u energetskim reaktorima, pri visokim fluksevima i brzih i termalnih neutrona. Komponente u samom reaktoru ne mogu da budu projektovane na osnovu podataka dobijenih i najpazljivijim eksperimentima van reaktora, jer se fizicke i hemijske osobine materijala menjaju ne samo usled akumulacije doza zracenja, vec zavise i od njihovog inten-ziteta.
Vrednost reaktora u odnosu na eksperimente sa petljama, znatno se povecava sa zapreminom u kojoj se fluks neutrona moze kontrolisati. Ako je t.a zapremina mala, vrsta eksperimenata i velicina uzoraka za ispitivanje su ograniceni. Ako se fluks u petlji menja, rezultati merenja su sumnjive vrednosti.
6. Za projektovanje energetskog reaktora od velikog znacaja je provera prototipa gorivnog ansambla u sredini koja sto realnije odrazava uslove u kojima ce se gorivo naci u pro-jektovanom reaktoru. Da bi se takva provera realizovala, kon-struisu se sistemi u kojima hladilac moze da cirkulise, bilo pomocu posebne pumpe, bilo koriscenjem vec postojeceg sistema z;a hlidjenje u istrazivackom reaktoru. Ovi sistemi, tzv. "in-pile" petlje,moraju da simuliraju sledece faktore:
- ulaznu i izlaznu temperaturu hladioca, - geometriju, - konfiguraciju nuklearnog goriva, - pritisak, - brzinu protoka hladioca, - izgaranje goriva i u izvesnoj meri fluks neutrona i energetski spektar,
- vreme. Deo petlje mora da se sastoji od jedinicne celije jezgra
projektovanog reaktora. Neutroni iz istrazivackog reaktora izazivaju fisije i generisu toplotu u ovom gorivnom elementu. Cirkula-cioni sistem hladjenja petlje, sem pumpe, mora da sadrzi i
379
izmenjivac toplote koji ce prihvatiti toplotu koja se rasvija u gorivnom elementu. U ovakvim eksperimentinn neprakti"nn je produzavati trajenje eksperimenta da hi r-e ponti'-l i uslov', ko.ii vladaju u energetskom reaktoru. Zbor femora ne rorivnl element postavlja u petlje znatno jaceg fluksa neutrona pd onog koji postoji u energetskom reaktoru, kako bi se ostvarilo potrebno izgaranje goriva.
7. S obzirom na potencijalnu opasnost koju nuklearni reaktori predstavljaju za svoju okolinu, pred savresene reaktore se postavljaju visoki zahtevi i tehnicki standardi u pogledu sigumosti, sa tendencijom daljeg poostravanja sigurnosnih kri-terijuma. Ujedno se ulazu i veliki napori da se ovi zahtevi i standardi zadovolje na najekonomicniji nacin.
Sem ispitivanja nukleamog goriva i reaktorskih kon-strukcionih materijala, u uslovima izlaganja zracenju, vrse se i intenzivna istrazivanja faktora koji uticu na operativnost nukleamog reaktora, ispituju se kontrolni i sigurnosni sistemi reaktora, a posebna paznja se poklanja ponasanju reaktora u prelaznim rezimima.
8. Jedan vazan vid koriscenja istrazivackih reaktora cini i proucavanje problema zastite, kako u okviru operativne dozimetrije, tako i u pogledu gradnje bioloskih stitova. Kon-strukcija bioloskog stita je obicno zasnovana na proracunima koji koriste izmerene preseke i relaksacione duzine. S obzirom da raspolozivi prostor i tezina stita nisu u opstem slu'aju kriticni, moze se dodati potreban materijal ukoliko bi se zantita pokazala kao nedovoljna. Medjutim, u mnogim primenama, to nije mogucno, te je neophodno izvrsiti i eksperimentalne provere. Za ove svrhe konstruise se "mock-up" dela Stita i postavlja u polje reaktorskog zracenja.
9. Jos postoji veil'.a potreba za istrazivackim radom koji bi omogucio proucavanje fonomena radijacionor ostecenja i njegov uticaj na gorivo, hladilac i ostale materijale u reaktoru. Mnogo toga sto se smatra poznatim, vise je rezultat empirijskog
380
testiranja u uslovima za koje se pretpostavlja da postoje u energetskim reaktorima.
Proizvodnja proverenog nukleamog goriva (a ni jedan korisnik koji je ulozio velika sredstva u nuklearnu elektranu nece reskirati da nabavi gorivo od nekvalifikovanog proizvodjaca) zahteva ne samo potrebnu tehnologiju za proizvodnju goriva, vec i mogucnost za njegovo ispitivanje u uslovima koji vladaju u energetskom reaktoru.
Buduci razvoj tehnika za ozracivanje u istrazivackim reaktorima odredjen je, s jedne strane, naporima usmerenim ka sto boljem planiranju i opremljenosti eksperimenata da bi se dobile nove i detaljnije informacije o uslovima u kojima se ozracivanja vrse i ka izvodjenju "inpile" eksperimenata, ukljucujuci sve kompleksnija kontinualna ili periodicna ispitivanja. S druge strane, mora se voditi racuna o tome da se cena ozracivanja ne penje u nedogled i da se ne prekorace granice pouzdanog pogona reaktora.
10. Od novih pravaca razvoja u nuklearnoj energetici u kojima svoj udeo imaju ili ce imati i istrazivacki reaktori, danas su najaktuelniji brzi oplodni reaktori, reaktori sa tecnom soli ("moltensalt") i visokotemperaturski gasom hladjeni reaktori. Posebno mesto zauzimaju i istrazivanja u vezi sa reciklacijom plutonijuma i ispitivanje mogucnosti koriscenja torijumskog gorivnog ciklusa u teskovodnim reaktorima.
Novi programi, posebno oni koji se odnose na brze reaktore, za koje su znacajni eksperimenti na visokim temperaturama i velikim izgaranjem, zahtevaju nove reaktore za ozracivanja, posebno nove brze istrazivacke reaktore. Nema sumnje da kompletno tehnolosko ispitivanje gorivnog elementa za brze reaktore mora da bude izvrseno u brzom istrazivackom reaktoru. Upotreba termalnih reaktora u ove svrhe pokazala se neadekvatnom, jer sem dobijanja osnovnih informacija o gorivu, nije mogla da pruzi korisne infor■macije u vezi sa inzenjerskim ispitivanjima, sigumosnim studijama itd. Jos nepovoljniji je slucaj sa ispitivanjem nefisionog materijala, jer radijaciono ostecenje vrlo mnogo zavisi od energije neutrona koji ga izazivaju.
381
11. Istrazivacki nuklearni reaktori imaju veliku ulogu u obrazovanju kadrova za rad u oblasti nuklearne energetike. Nuklearnoj enerpetici su potrebni kadrovi raznovrsnih nrofila, pocev od red-).'no 5kolovanih struenjaka u nuklearnoj oblasti pa do pomocnog tehnickog i administrativnog osoblja koje u vecoj ili manjoj meri mora da bude upoznato sa problemima nuklearne energije.
Osnovni izvor visoko-strucnog kadra, posebno onog koji je orijentisan ka istrazivackom radu, su odgovarajuci fakulteti na kojima postoje redovni kursevi iz odredjenih oblasti u okviru programa nuklearne energetike. Nije potrebno posebno naglasiti da su, u okviru nastave, istrazivacki reaktori najkorisnije sredstvo za familijarizovanje studenata sa nuklearnom tehnologijom.
Istrazivacki reaktor pruza siroke mogucnosti za demon-straciju raznih koncepata u reaktorskoj fizici i tehnici, kao sto su npr. ispitivanje i provera postojecih i novih reaktorskih modela ; ispitivanje nukleamog goriva, konstrukcionih materijala i si.; priprema i izrada podloga za propise i standarde za bezbedan pogon nuklearnih reaktora itd. Nezamenjiva uloga istrazivackih reaktora ogleda se u: osposobljavanju visokog i srednjeg strucnog kadra za pogon reaktora i za rad na problemima sigurno-sti reaktora, instrumentacije i zastite od zracenja.
Deo obuke tehnickog osoblja za rad na nuklearnim elek-tranama vrsi se i na istrazivackim reaktorima u vidu posebnih specijalizovanih kurseva koji uglavnom obuhvataju upoznavanje sa nuklearnim reaktorima, pogonom reaktora, zastitom od zracenja, rukovanje radioaktivnim materijalima i dr.
4. ISTRAZIVACKI NUKLEARNI REAKTORI U JUGOSLAVIJI
Nuklearni instituti u Jugoslaviji poseduju tri istrazi-vacka reaktora. Reaktor RB, goli teskovodni kriticni -sistem nulte snage, koji se nalazi u Institutu za nuklearne nauke "Boris Kidri*" u Vinci, prvi je nuklearni reaktor izgradjen u nasoj zemlji.
382
Pusten je u pogon aprila 1958. godine. Namena mu je bila da pod-stakne razvoj reaktorske fizike i omoguci sticanje operativnih iskustava sa nuklearnim reaktorom. U toku 1961. i 1962. godine, ovaj reaktor je rekonstruisan u cilju poboljsanja njegovih eksperimentalnih mogucnosti, ukljucujuci i povecanje snage. Pri tome su postavljeni novi kontrolno-komandni sistem, sigurnosni sistem i sistem za dozimetrijsku kontrolu. Reaktor je ponovo pusten u rad septembra 1962. godine i od tada je neprekidno u operativnom stanju.
U Institutu u Vinci nalazi se i teskovodni reaktor srednje snage RA koji je pusten u rad decembra 1959. godine. Namena ovog reaktora bila je da inicira proizvodnju radioaktiv-nih izotopa, omoguci ozracivanje materijala i istrazivanja u oblasti nuklearne fizike i fizike cvrstog stanja. U Institutu "Jozef Stefan" u Ljubljani nalazi se nuklearni reaktor male snage tipa TRIGA - Mark II, koji je u pogonu od maja 1966. godine. Osnovna namena ovog reaktora bila je da omoguci rad u oblasti nuklearne tehnike, posebno za rad u oblasti reaktorske zastite i sigumosti.
Opste karakteristike ovih reaktora prikazane su u Tabeli 2.
4.1. Eksploatacione karakteristike
Tehnicke karakteristike ovih reaktora opisane su na drugim mestima /1,8,9,10/, a ovde ce biti ukratko izlozene njiho-ve eksploatacione karakteristike i mogucnosti. IT Tabelama 3.i 4. prikazane su karakteristike jezgra ovih reaktora i njihova ekspe-rimentalna oprema, a na Slikama 12 do 16. prikazani su im vertikalni i horizontalni preseci.
Reaktor RB predstavlja fleksibilan sistem sa promenlji-vom konfiguracijom jezgra namenjen prvenstveno za proucavanje reaktorskih resetki, studije mikro i makro-raspodela fluksa neutrona, ispitivanje fizickih parametara gorivnih elemenata, ispitivanje nuklearnih necistoca u materijalima pomocu reaktor-skog oscilatora i istrazivanja u oblasti kinetike reaktora. Sem
TABELA 2. Karakteristike istraSivackih reaktora u Jugoslaviji
„..,,,.„ tip _,.» Fluks neutrona Godina »*>■»< 4» Reaktor (obogacenje, moderator, ^P
3,?
3 x ,„/™2 . T1Z7ZJT\ pustanja L o K a c l
3a
hladilac) (kW) ♦ th
< n / c m s) *f( n / c m s) u pogon
TRIGA cvrst homogeni 250 4«1012 510
12 1966 Ljubljana Mark II (20%U, 70%U, ZrH+H20,H20)
tank (2% 0, 80% U02, D20, D20)
tank (prir.O, 2%0, 80% U02,D20) (max) (mac) (max)
RA tank 6500 51013 5«10
12 1959 Beograd w
RB tank 10 1011 410
10 1958 Beograd
TABBLA 3. Karakteristike jezgra istrazivackih reaktora RB, RA i TRIGA
RB RA TRIGA
Obiik promenljiv (reaktorski sud cilindrifian) max radijus: 100 cm max visina: 190 cm
cilindrifian radijus: 70.2 cm visina: 123.5 cm
cilindrifian radijus: 17.8 cm visina: 35.6 cm
broj goriv-nih kanala
reSetka
promenljiv max 207 sa prir.U max 84 sa obog.U
kvadratna sa promenljivim korakom (min korak 7 cm) ili nepravilna
84 ukupno 56 sa svezim gorivom od 2% U
kvadratna korak 13 cm
91 ukupno 64 sa sveSim gorivom od 20% U
kruSna 2
gorivo (inventar) 4*103 kg prir.U 273 kg 2% U 1.33 kg 80% U
kritifina masa 2,7 kg 235U
kritifina masa 2.3 kg 235U
TABELA 4. Eksperimentalna oprema istraSivafikih reaktora RB, RA i TRIGA
RB RA TRIGA Eksperimentalni kanali horizontalni kanal 0 20 mm vedi broj vertikalnih kanala 0 20 mm do 0 60 mm (postavljaju se po potrebi) Poseban uredjaj Konvertor (80% UO, postavijen uz reaktorski tank u obliku plofie 110 x 110 x 7.6 cm ♦(0.1 MeV): 2«105 n/cm2spo W
Eksperimentalni kanali 6 horizontalnlh kanala 0 150 mm termalna kolona 50x50 cm Prostor za ozrafiivanje u jezgru centralni kanal 0 110 mm 4 vertikalna kanala 0 100 mm 4 vertikalna kanala 0 50 mm Prostor za ozrafiivanje u reflektoru 34 vertikalna kanala 0 50 mm (u grafitu) 2 vertikalna kanala 0 300 mm (u vodenoj zastiti)
Eksperimentalni kanali 6 kanala 0 203 mm termalna kolona 1.6 x 2.2 x 1.2 m termalizirajuda kolona 1.3 x 0.6 x 0.6 m Uredjaj za ozrafiivanje vrteska sa 40 mesta korisnog prostora 0 20 x 96 mm pneumatska posta 0 13x34 mm centralni kanal 0 34 mm Prostor za eksperimente i ozrafiivanja suva celija 2.4x2.7x3.7 m Poseban uredjaj konvertor (20% U) postavijen u termalizirajudoj koloni u obliku plofie 0 260 x 1,5 mm <f>f (max). 4.2107
u> 00
2 n/cm s.
386
I. z. 3. k, 5. 6. 7.
reaktorski sud noseca konstrukcija platforme rezervoar za teiku vodu pumpa za teSku vodu paraflnskl sud za neutronskl Izvor cevi za protok teSke vode cev za egallzaclju prltlska
► \ S \ N , S ■ ■. \ \ \ N N N N V \V>
\ \ \
! \ ^\\\\\\\k\V\\vv-
SI.12. Sematski prikaz istrazivackog reaktora RB sa rezervoarom za teSku vodu.
0 o
o 0
o 0 0 o
o 0 o o
o o o o o 0 o o o o o o
o o o o o o o o 1 O O O Oj»0 © 0 3 0
0 ^ © © o o o o o o o o o o o o o o o o
0 9 0 9 o o^ 0 0 0 os 0 0 _Q0"_Q_g o_(Joq&c
0 0 0 0 0 o o o o o o o o o o o o
9 0 o f i o 0
IQCQDOOO" 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 Q 9 0 9 0
O O O O O O O O O O G O o © © O O O O O 7 O O 8 O O 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0. 0 0 0 0 0 0. 0 0 0
0 o o o o o o
0 0 0 0 0 0 0 0 0
0 0
..0 0 0
o o o o o
O otvori za gorlvne kanale $43/41 ® poloiaj kontrolne Sipke (K5) £ po1o2aj1 slgurnosnlh Sipkl (S51.S52.PN) O otvori za Sipke automatskog regulatora (j otvori za ava-rllne Sipke 0 otvori za ruCne regulatore (kadmljumske Sipke)
otvori za vertlkaine eksperlmentaine kanale $52/50 (VK-1,2,3,7,8,9) otvori za vertlkaine eksperlmentaine kanale $102/100 (VK-4,5,6]f
SI.13. KonfIguraclja potporm'h ploCa reSetke osnovnog koraka 13.00 cm na reaktoru R3.
TRANSPORT OF USED RJEL CHANNELS! tr ! ' \ . ■ ' m x x > £ m r-1- I m \
m m r - x P g * ft ^ i ? S u )
I 5 1 8
K \Jspr
z LO TO X
°rn 3)
389
f t ! *
» ♦ ♦ ♦ ♦ ♦ • * ♦ *j> St- .} '
■ ' T'JEl CH4VNt„j ,,■**.'. C EJtPLfi*IENT4L VE^uCAL CrfANNUS IN -*FAM WMEr. ;8)
O O ExPFRlMENTAi VFRTlCAL CKANNflS ' * GRAPHITE 0@ . : Xr'FrJlM^N'AL BOf>f<4. CHi\r*rJ£.L^ N^Api-U
v "^ERMOMFICP fOS frMPtRAUWE MLASUHJMtN'' ™ 0«" HEAVY WATER 11)
_ THE^MOMCTFW rL.*S TFMPERAfOC M£4SuRFMf\'T * OF GRAF'H'Tt flf
c. ECTOR ft-
19 HtAVY WATEft Lf ^LMEIER.U J CADH'.'M AUTOMATIC REGULATIM? ROLS C fl) CONUM SKM0C0S(7t • LAUMILX SAFE
TV ROOS (2>
O GRAPHITE REFLECTOR COOLNG HPFS H P vlT k ' N Y O X CHAMBER HOLES H RAOtA! WATt-q sWEi.3 -TO! TC -THEKMAL NEUTROM COLUMN n; A f C C ' S ? - H O R I ^ N T A L KEuTRON UEAM MOLES U:
V
DETAIL OF CORE AND REFLECTOR
THERMAL NEUTRON COLUMN
HORIZONTAL BEAM , HOLES
^ * V ' , ' '/ HEAVY CONCRETE S S / 5HIEL0
ALUMINIUM , F*
6 2 3'
URANIUM JY. ENDICHED . E10W
SPACE
FUEL ELEMENT
SI.15. Horizontalni presek istraSlvafikog reaktora RA.
Legenda: 1 horizontalni kanali 2 certralni vertikalni kanal 3 vertikalni kanali u teSkoj vodi ( *> lOOiran) 4 vartikalni kanali u te§koj vodi ( $ SOnim) 5 vertikalni kanali u grafitu 6 bioloSki kanali u vodenoj zaStiti 7 termalna kolona
390
6ft 6in. di»m.
12in. 17fn. diam.
1*»in.diam.
Legenda: 1- horizontalni kanali (do jezgra) 2- horizontalni kanali (do reflektora) 3- horizontalni kanali (kroz reflektor) 4- termalna kolona 5- termalizirajufia kolona 6- suva fielija
SI.16. Horizontalni presek jezgra istra2iva£kog reaktora TRIGA - Mark II.
391
toga, kada su dovoljni fluksevi neutrona roenjep inlenniteta, ova{ reaktor se moze koristiti i za ozracivanja rar.nih uzoraka, posebno u fluksu brzih neutrona u prostoru iza konvertora neutrona 11'. Zbor svojih konstruktivni':: karakteristiku reaktor raii na prekidi-ma u toku dana, prosecno oko 100 dana u toku godine.
Reaktor RA, sem namena koje su vec navedene, ima moguc-nost da se koristi i za ispitivanja dejstva zracenja na materijale. S obzirom da se, prelazom na novo nuklearno porivo od 80% obopace-nog urana, ocekuje da fluks neutrona u jezgru dostime vrednost
1 4 / 2 od 1.2 10 n/cm s, mogucnost za ovom vrstom ispitivanja, a posebno za ispitivanje reaktorskih materijala i goriva, bice jos znacajni-ja. Za ove svrhe se mogu ugraditi odgovarajuce petlje sa sopstve-nim sistemom hladjenja, ili sa hladjenjem iz postojeceg cirkula-cionog sistema reaktora. Na ovom reaktoru vec postoji jedna instru-mentisana niskotemperaturna petlja koja se hladi reaktorskim sistemom za hladjenje. Nju sacinjavaju 6 porivnih elemenata od 2% obogacenog urana i 5 elemenata od 80% obogacenog urana /12/. Reaktor RA radi prosecno oko 190 dana u godini (sa prekidom u toku svakog meseca) na konstantnoj snazi od 6.5 MW.
Reaktor TRIGA omogucava istrazivanja u oblasti nuklearne fizike, fizike cvr-stog stanja, hemije, medicin'. i iolop-ije. On takodje sluzi i za proizvodnju radioaktivnih izotopa. U cilju poboljsanja eksploatacionih mogucnosti ovog reaktora, rekonstru-isana je "suva celija" i u njoj postavijen konvertor eutrona, koji omogucava da se vrse ozracivanja manjih uzoraka u fisionom spektru neutrona /13/« Reaktor radi u toku radne nedelje bilo kontinualno, bilo sa prekidima, u zavisnosti od vrste eksperimenata. U toku godine radi prosecno oko 2500 casova, uglavnom na snazi od 250 kW.
4.2. Koriscenje u oblasti nuklearne enerpetike
Konferencija o koriscenju nuklearnih reaktora u .Tuposla-viji, koja je odrzana u Beogradu maja 1978. godine, pokazala je da su istrazivacki reaktori RB, RA i TRIGA dali snazan irapuls
392
razvoju nuklearnih nauka u zemlji. Oni su korisceni u mnogim obla-stima nauke i tehnike, u kojima ovakvi uredjaji pruzaju mogucnost za istrazivacki rad. Dugogodisnjim pogonom i eksploatacijom ovih reaktora stecena su brojna i dragocena iskustva, znacajna kako za buduci rad ovih i slicnih postrojenja, tako i za planiranje, gradnju i eksploataciju nuklearnih elektrana u nasoj zemlji. Razvijen je citav niz tehnika i postupaka, koji mogu da predstav-ljaju osnovu za primenu kod energetskih reaktora.
Veoma veliki program iz oblasti eksperimentalne reaktorske fizike, ukljucujuci i provere teorijskih metoda proracuna multiplikativnih sredina, zastupljen je na sva tri istrazivacka reaktora. Posebno, na reaktoru RB, razvijene su razlicite metode merenja parametara r r-;torske celije /14,15,16/. Takodje, razvijeni su postupci za merenje fizickih parametara gorivnih elemenata pomocu supstitucionih i "single-rod" eksperimenata /17,18/, i odgovarajuce eksperimentalne metode za testiranje fizickih komponenata materijala. Za ispitivanje cvrstoce urandioksida u raznim fazama procesa sinterovanja, primenjena je metoda reaktorskog oscilatora /19,20/.
U oblasti razvoja tehnologije nuklearno-energetskih postrojenja, istrazivacki reaktori su korisceni za razvoj metoda nedestruktivne analize svezeg i ozracenog goriva, ispitivanje sistema za regulaciju snage reaktora, razvoj metoda merenja neu-trjnskog suma, ispitivanje reaktorskih stitova, reaktorskih kon-strukcionih materijala, merne instrumentacije i dr. Reaktor RA sa svojim visokim fluksom neutrona, omogucio je razvoj metoda merenja pojedinih parametara materijala u funkciji ozracivanja. Za ove svr-he korisceni Su niskotemperatuma petlja i kanal VISA u koje se stavljaju kapsule sa materijalom. Ozracivanja su vrsena u fluensu brzih neutrona reda 10 °n/cm . U ovakvim uslovima vrsena su xerenja toplotne provodnosti nukleamog goriva, a za vreme 'ozracivanja pracene su i promene mikrostruktura raznih konstruk-cionih materijala kao sto su celik, cirkaloj i dr. /21,22/.
IT Institutu "Boris Kidric" u Vinci razvijen je niz postupaka za nedestruktivnu analizu nukleamog goriva, koji se
393
primenjuju za sveze i ozra"eno norivo. Za meren;:e relativne koli-cine izotopa '>">IT korisceni su "pasivni" gama emisioni postupak /2?/, -ar.a radiorrafska metoda i posturak na bari "crcn/a lj**iti"-nosti reaktora RB /24/. Za odredjivanje izgaranja roriva razvijeni su postupci na bazi odredjivanja prostorne raspodele snare u reaktoru i gama - spektrometrijska metoda /M/, Na reaktoru RA primenjena je i neutronska aktivaciona analiza za odredjivanje elemenata u trapovima u uzorcima aluminijuma /26/.
Na reaktoru TRIGA u Ljubljani, za nedestruktivno ispitivanje svezih i ozracenih gorivnih elemenata, razvijena je metoda neutronske radiografije /27/. Ova metoda se moze koristiti za odredjivanje homogenosti i izgaranja goriva, za detekciju ostecenja goriva i kosuljice, kao i za utvrdjivanje mehanickih deformacija gorivnog elementa. Na ovom reaktoru je razvijena i neutronska autoradiografska metoda koja se primenjuje za odredjivanje raspodele bora u materijalima od celika, legurama aluminijuma i dr., a takodje i za odredjivanje raspodele urana u uranovim rudama /28/.
U cilju dobijanja informacija o parametrima multipli-kativne sredine za razlicite konfiguracije jezgra i proucavanje prostorno zavisnih efekata pomocu korelacionih tehnika u vremen-skom i frekventnom domenu, razvijena je metoda neutronskog §ur:a. Ova metoda, zajedno sa merenjima u oblasti kinetike reaktora, primenjivana je na sva tri istrazivacka reaktora /29,?0/.
Reaktor TRIGA je koriscen za proveru sistema za regu-laciju snage reaktora /?!/. Ovaj sistem je izradjen u Institutu "Rade Koncar" u Odjelu za nuklearnu opremu, a ispitivanja na reaktoru TRIGA omogucila su i razvijanje sistema za repulaciju snage energetskog reaktora BWR tipa.
Bilo bi veoma tesko ako ne i nemopuce, sakupiti na jednom mestu sve ono sto je na nanim istrazivackim reaktorima ucinjeno u pogledu njihovog koriscenja u oblasti nuklearne energetike. Navedeni primeri predstavl jaju samo mali deo onoga sto je u proteklih dvadeset f,odina na'istrazivackim reaktorima
394
u nasoj zemlji uradjeno na torn polju. Velika iskustva su stecena i u upravljanju nuklearnim gorivom, njegovoj zameni i optimal-nom izmestanju, u radu na sigumosnim analizama, metodama dozi-metrije jonizujucih zracenja, radijacione zastite i dr.
Na kraju, treba posebno istaci da je koriscenje istrazivackih reaktora omogucilo stvaranje znatnog kadrovskog potencijala osposobljenog za resavanje niza problema vezanih za razvoj nuklearne energetike i primenu nuklearne energije u nasoj zemlji. Vrlo ireliki broj strucnjaka sa visokom spremom, koji se u bilo kom vidu bave nuklearnom energetikom, obucavao se na istrazivacim reaktorima. Jedan vid obuke vrsi se u toku redovnog skolovanja, ukljucujuci i pcstdi-plomske studije, a drugi se sastoji u kracem ili duzem boravku i radu na samom reaktoru.
Na sva tri reaktora razradjeni su i povremeno se odrzavaju posebni kursevi za operatore i ostalo tehnicko osoblje koje je ukljuceno u pogonu ovih reaktora /32,33A Na reaktoru TRIGA se vrsi i deo obuke za buduce strucnjake nuklearnih elek-trana, posebno za elektranu u Krskom /34,35/-
4.3. Buduce potrebe
Hi se danas nalazimo na pragu uvodjenja nuklearne energetike u nasoj zemlji i pred nama se nalazi niz problema koje u torn smislu treba resavati. Moze se sa sigumoscu oce-kivati da ce za njihovo resavanje u velikoj meri biti angazo-van.i i istrazivacki reaktori. Mozda zakljucci, koje je donela Konferencija o koriscenju nuklearnih reaktora u Jugoslaviji, najbolje ilustruju te potrebe i ja bin neke od ovih zakljucaka citirao:
1. Potrebno je uciniti napor da se nuklearni reaktori iskoriste koordinisano za obuku kadrova potrebnih za eksploata-ciju nukleamo-energetskih postrojenja, za skolovanje kadrova u oblasti nuklearne energetike uopste, kao i u drugim oblastima koje posredno ili neposredno koriste nuklearne reaktore.
395
P. Mas nukieamo-energetstri propram o.e rnhtevati brojna ispitivanja procesa, metoda i komponenti, medju njima i takvili za koje je notreban nykle rrii reaktor. 0 tu svyhu je kirisno ispitati sadasnje mogucnosti natiih istrazivackih reaktora sa ciljem da se oni opreme i pripreme sa takvu upotrebu. To uklju-cuje i sticanje odredjenih iskustava, odnosno razvoj odrovara-juceg kadrovskog potencijala.
3. Posto se u Jugoslaviji, po najavl.jenom programu izgradnje nuklearnih elektrana, predvidja osvajanje gorivnog ciklusa ukljucujuci i proizvociaju gorivnih elemenata, bice potrebno raspolagati znatnijim kapacitetom ozracivanja, no sto su mogucnosti sadasnjih reaktora. Stoga je neophodno izvrsiti analizu potreba reaktorskih ozracivanja i predvideti eventualno izgradnju novih reaktorskih kapaciteta.
4. Ukoliko se u Jugoslaviji izvrsi orijentacija na odredjeni tip nukleamo-energetskog postrojenja, narocito ako to bude tip razlicit od postojeceg, treba razmotriti i potrebu izgradnje jednog eksperimentalnog reaktora srednje ili vece snage, odgovarajuceg tipa.
5. S obzirom da ce u buducem razvoju nuklearne energetike brzi brideri igrati vaznu ulogu, treba razmotriti potrebu i mogucnost nabavke ili izgradnje jednog brzog reaktora manje snage, sa kojim bi se stekla prva iskustva sa brzim sistemima.
396
LITERATURA
1. "Directory of Nuclear Reactors", International Atomic Energy Agency, Vienna, Vol. II (1959), Vol. Ill (I960), Vol.V (1964), Vol. VI (1966), Vol. VIII (1970), Vol. X (1976.).
2. J.W. Chastian: "U.S. Research Reactor Operation and Use", Addison - Wesley, Reading, Mass,1958.
3. E. Profio: "Experimental Reactor Physics". John Wiley, New York, 1976.
4."Research Reactor Utilization" International Atomic Energy Agency, Vienna, Technical Reports Series No 71, 1967-
5- "Utilization of research reactors and their role in stimulating nuclear technology in developing countries", Proc. IV Geneva Conf. on Peac. Uses of Atomic Energy, Vol.6. (1972).
6. "Opit eksploatacii i ispoljzovanija isledovateljnih reaktorov", Simpozijum odrzan u Varsavi, 1973-
7. "Irradiation Facilities for Research Reactors", Proc. of a Symposium, Teheran, november 1972., IAEA (1973).
8. "Tehnicke i pogonske karakteristike reaktora RA", ugovor sa SKHE 011-501/36, Vinca, februar 1963.
9. V. Dimic: "Reaktor TRIGA Instituta Jozef Stefan v Ljubljani Konf. o koriscenju nuklearnih reaktora u Jugoslaviji, Zbornik radova,str. 99, Beograd, maj 1978.
10. 0. Sotic, S. Vranic: "Istrazivacki reaktor RB", Ibid., str. 113. 11. P. Strugar i dr.: "Konvertor neutrona na reaktoru RB", XXI Konf.
ETAN-a, Banja Luka, 1977. *12. M. Milosevic, R. Martinc: "Istrazivacki reaktor RA",
Konf. o koriscenju nuklearnih reaktora u Jugoslaviji, Zbornik radova, str. 81, Beograd, maj 1978.
13. N. Najzer, J. Rant: "Fission neutron sources at the TRIGA Mark II reactor in Ljubljana", vidi "s str. 161.
397
I'J . T'. Rai^Lo, et al.: "Determi'!? t' on of n~0 ?'i enric'ed uranium lattice parameters by means of a critical system" IAEA 3yam» on "Z iOnential anri Oritiral Fxppr^p.t:" , Amsterdam, SM/42/) (Mfi^) .
15. S. Takao, S.Kreevinac: "A new method for the exact measurement of thermal neutron distribution in an elementary cell", Journal of Nucl.Eng., Vol. 23,0%?).
16. R. Martinc, 0. Sotic: "Odredjivanje asimptotskor baklin'a za referentnu resetku reaktora RB" , IBK900, Vin.'a (1QV) .
17. N. Raisic et al.: "Determination of reactor parameters by single rod experiments", Bull. "Boris Kidri^" Inst., "'ol.'O, Nucl.Eng. No.2 (1969).
18. 0. Sotic: "Interpretacija supstitucionih eksperimenata homogenom dvogrupnom metodom", IBK907, Vin.'a (1970).
1Q. M. Petrovic i dr.: "Pile oscillator ROB1", IBK^Q, Vina (1965).
20. D.Obradovic, M. Petrovic: "Measurement of low reactivities using a reactor oscillator", Bull. Boris Kidrio, Vol. 1^, '■ ol.Eng. No.l (1967).
21. A. Pavlovic:E>p:perimentalno odredjivanje toplotne provodnosti UOp u funkciji integralnog termalnop neutronskop' fluksa", Elektrotehnioki fakultet, Beograd (1970).
22. V. Stefanovic, N. Milasin. "Correlation between mechanical nroperties and microstructure of irradiated iron and lowcarbon steal", Irradiation effects on structural alloys for nuclear reactor applications, AHTM STP *R4., American Society for Testing and Materials, 521 (1970).
23 I. Drapnev et al. "The Sk'^-P oystern for nondestructive analysis of nuclear materials", IAEA, Department of Safeguards, IMI No.4 (1974).
2'+. R.Martinc et al.: "Nondestructive testing of fresh and irradiated ■'"uel of research reactor RA", vidi 9, str. 39.
398
25. V. Bulovic et al.: "Non-destructive reactor fuel burn-up determination", Proc. Ill SEV Symposium on Investigation in the_field of irradiated fuel reprocessing, Vol. 3, p.80, Marianske Laani (1974).
26. J. Vucina, R. Draskovic: "Odredjivanje elemenata u tragovima u uzorcima iz procesa proizvodnje aluminijuma nedestruktiv-nom neutronskom radioaktivacionom analizom", vidi 9, str.531.
27. G. Pregl i dr: "Nedestruktivne preiskave gorivnih elementov reaktorja TRIGA", ibid, str. 269.
28. A. Podgornik i dr.: "Neutronsko indukovana oktoradiografija kao metode ispitivanja bez razaranja", ibid,str. 493.
29. Lj. Kostic: "Analiza neutronskog suma", ibid, str. 299. 30. B. Mavko: "Referencni spektri gostote moci nekaterih
nakljucnih . ignalov na reaktorju TRIGA", ibid., str. 291. 31. M, Borovsak et. al.: "Testing of reactor control system
with synchronous reluctance motor on TRIGA reactor", Proc. Ill Int. Meeting on Electronics and Automation, Herceg Novi (1968).
32. M. Milosevic i dr.: "Obuka kadrova za rukovanje radioizo-topima i pogon nuklearnih reaktora u Institutu Boris Kidric -Vinca", vidi 9, str. 315-
33- G. Pregl: "Nase iskusnje pri organizaciji in izvedbi osnovni'h tecajev iz jedrske tehnologije, ibid, str. 333.
34. Z. Gabrovsek: "Vloga raziskavalnih reaktorskih centrov pri vzgoji kadrov za jedrske elektrane", ibid, str. 37-
35. L. Stih: "Vzgoja nuklearnih tehnikov v solskem centru Krsko", ibid, str. 307.
