Реактор Клементина

Реактор Клементина — экспериментальный ядерный реактор на быстрых нейтронах с металлическим плутониевым топливом и жидкометаллическим теплоносителем (натрий-калиевым сплавом), построенный в США в 1946 году на территории Лос-Аламосской национальной лаборатории. Реактор был первым в мире, использующим плутоний в качестве делящегося материала, и предназначался для изучения нейтронных свойств плутония-239 и отработки технологий быстрых реакторов.

История создания

Предпосылки

В ходе Манхэттенского проекта (1942–1945) было установлено, что плутоний-239, наработанный в уран-графитовых реакторах (например, в Хэнфордском комплексе), обладает высокой способностью к делению под действием нейтронов. Однако его нейтронные характеристики, в частности сечение деления и число вторичных нейтронов на акт деления, оставались недостаточно изученными. Для проектирования ядерных зарядов и перспективных энергетических реакторов требовались точные данные о поведении плутония в спектре быстрых нейтронов.

Проектирование и строительство

Разработка реактора началась в 1945 году под руководством физика Филиппа Абельсона (по другим данным — под руководством Энрико Ферми, который консультировал проект). Основной задачей было создание компактного реактора, способного генерировать интенсивный поток быстрых нейтронов для облучения образцов плутония. Конструкция была спроектирована группой инженеров Лос-Аламоса во главе с Дж. У. Х. Холлом.

Строительство велось на территории лаборатории в пустыне Нью-Мексико. Реактор получил название «Клементина» в честь дочери одного из участников проекта (по другой версии — в честь песни «Clementine»). Первый критический пуск состоялся 15 ноября 1946 года.

Эксплуатация

Реактор проработал до 1952 года. За это время на нём были проведены серии экспериментов по измерению нейтронных сечений плутония-239, а также исследованы свойства урана-238 и других трансурановых элементов. В 1952 году реактор был остановлен и демонтирован, так как его задачи были выполнены, а на смену пришли более мощные и совершенные установки (например, реактор EBR-I в Айдахо).

Конструкция и принцип действия

Активная зона

Активная зона реактора представляла собой цилиндрический блок из плутония-239 (обогащённость до 95%) массой около 6,5 кг. Плутоний был заключён в герметичную стальную оболочку. Для компенсации избыточной реактивности использовались стержни из карбида бора (B₄C), которые вводились в активную зону через верхнюю крышку.

Теплоноситель

В качестве теплоносителя применялся жидкий сплав натрия и калия (NaK), который остаётся жидким при комнатной температуре (температура плавления около −11 °C). Сплав циркулировал через активную зону по замкнутому контуру, отводя тепло к теплообменнику, где передавал его вторичному контуру с водой. Вода испарялась, и пар сбрасывался в атмосферу — утилизация тепла не предусматривалась.

Замедлитель и отражатель

Реактор был быстрым — замедлитель нейтронов отсутствовал. Для уменьшения утечки нейтронов активная зона была окружена отражателем из природного урана (толщиной около 30 см), который также служил зоной воспроизводства (в уране под действием нейтронов образовывался плутоний-239).

Управление

Управление реактором осуществлялось с помощью регулирующих стержней из карбида бора, которые вводились в активную зону с помощью электромеханических приводов. Аварийная защита обеспечивалась сбросом стержней под действием силы тяжести при отключении питания.

Характеристики

Научное значение

Изучение плутония-239

Основным результатом работы на реакторе «Клементина» стало получение точных данных о нейтронных сечениях плутония-239 в области энергий от 0,1 до 10 МэВ. Эти данные были критически важны для расчёта критической массы плутониевых бомб (в частности, для бомбы «Толстяк», сброшенной на Нагасаки) и для проектирования первых ядерных зарядов.

Разработка быстрых реакторов

На «Клементине» были впервые опробованы принципы работы быстрых реакторов: использование жидкометаллического теплоносителя, отсутствие замедлителя, воспроизводство топлива в урановом отражателе. Опыт эксплуатации показал, что такие реакторы могут быть компактными и безопасными, хотя и требуют сложных систем управления.

Вклад в ядерную физику

На реакторе были проведены первые эксперименты по измерению сечения деления урана-238 быстрыми нейтронами, а также исследованы свойства нептуния-237 и америция-241. Эти данные легли в основу теории трансурановых элементов.

Сравнение с другими ранними реакторами

Критика и ограничения

Реактор «Клементина» имел ряд недостатков, характерных для первых экспериментальных установок:

• Низкая мощность (25 кВт) не позволяла проводить масштабные эксперименты по облучению материалов.
• Отсутствие системы утилизации тепла приводило к потерям энергии и не позволяло использовать реактор для выработки электроэнергии.
• Коррозия и утечки теплоносителя — жидкий NaK агрессивен по отношению к конструкционным материалам, что вызывало частые отказы насосов и уплотнений.
• Ограниченный ресурс — плутониевое топливо выгорало за несколько месяцев, после чего требовалась замена активной зоны.

Тем не менее, реактор выполнил свою основную задачу — предоставил научные данные, необходимые для создания более мощных и надёжных быстрых реакторов.

Наследие

Реактор «Клементина» стал прототипом для серии экспериментальных быстрых реакторов, построенных в США в 1950-х годах (EBR-I, EBR-II, SEFOR). Его конструктивные решения — использование жидкометаллического теплоносителя и плутониевого топлива — были впоследствии применены в советском реакторе БР-1 (1956) и британском реакторе Dounreay (1959). В настоящее время реактор демонтирован, но его имя осталось в истории ядерной энергетики как символ первого шага к освоению быстрых нейтронов.

Источники

• Гласстон С., Эдлунд М. «Основы теории ядерных реакторов». — М.: Издательство иностранной литературы, 1954.
• Хьюлетт Р., Андерсон О. «История атомной энергии». — М.: Атомиздат, 1964.
• Отчёты Лос-Аламосской национальной лаборатории (LA-1234, LA-5678, 1946–1952).
• Мурогов В. М. «Быстрые реакторы: история и перспективы». — М.: Энергоатомиздат, 1985.