Текст книги "Ядерные реакторы"

Автор книги: Ефим Балабанов

сообщить о нарушении

Текущая страница: 5 (всего у книги 12 страниц)

Подсчитанное таким путем повышение мощности котла во время пускового периода можно представить в виде табл. 1.

Мощность реактора, как видно из таблицы, возрастает медленно за первые 5 минут. Однако в последующие 1,5 минуты скорость значительно увеличивается; за промежуток времени от 6 до 6,5 минуты мощность котла возрастает от 91 до 1750 киловатт, что очень опасно. При недостаточном охлаждении температура тяжелой воды, а следовательно, и давление паров может достигнуть весьма больших значений. В лучшем случае разорвется алюминиевый бак и вода выльется; при отсутствии замедлителя цепной процесс прекратится.

Если провести измерение фактической зависимости мощности котла от времени, то легко убедиться, что приведенные расчеты не совпадают с результатами измерений.

По прошествии некоторого времени вследствие повышения мощности температура котла возрастет, коэффициент размножения уменьшится и поэтому мощность будет увеличиваться значительно медленнее, чем это следует из таблицы. При некоторой температуре коэффициент размножения может стать даже равным единице. Эта температура соответствует определенной мощности ядерного реактора, которая является максимальной для данного положения регулирующего стержня.

Возрастание температуры вследствие большой теплоемкости реактора должно происходить медленнее, чем изменение коэффициента размножения. Поэтому, после того как величина K станет равна единице, температура реактора может еще повышаться. Это приводит к дальнейшему уменьшению K и, следовательно, к падению мощности котла. Уменьшение выделяемого тепла в свою очередь вызовет охлаждение реактора и создаст условия для развития цепного процесса. Таким образом, благодаря своеобразной тепловой инерции происходит колебание мощности ядерного реактора (рис. 21). Размах этих колебаний постепенно убывает, пока не устанавливается мощность, соответствующая температуре реактора, при которой коэффициент размножения становится равным единице. Если мы хотим получить от реактора большую мощность, необходимо выдвинуть часть кадмиевого стержня из реактора. Произойдет дальнейший рост температуры, и мощность реактора после ряда колебаний установится на более высоком уровне.

^{Рис. 21. Колебание мощности ядерного реактора в пусковой период}

Может случиться, что при полном удалении регулирующего стержня рост температуры приведет к такому уменьшению коэффициента размножения нейтронов, что мощность котла не сможет превысить некоторого вполне безопасного значения. Такой реактор очень удобен в обращении, так как нет опасности чрезмерного развития цепного процесса, приводящего к аварии.

Если, несмотря на зависимость коэффициента размножения от температуры, реактор все же может выйти из управления, то его регулировка должна быть полностью автоматизирована. При ручном управлении существует опасность, что быстрое развитие цепного процесса может привести к аварии раньше, чем обслуживающий персонал успеет произвести необходимые операции.

Автоматическое управление может производиться с помощью уже описанной ионизационной камеры (рис. 22). После того как котел достиг заданной мощности (кривая А—B на рис. 21), включают автоматическое управление. При некотором повышении мощности нейтронный поток, пронизывающий ионизационную камеру, создает там электрический ток, который, будучи усилен с помощью радиотехнических устройств, притягивает якорь электромагнитного реле. Якорь реле включает электрический мотор механизма, опускающего регулирующий стержень. Поглощение нейтронов стержнем приводит к уменьшению коэффициента размножения. Мощность котла, а следовательно, и нейтронный поток постепеннно уменьшаются. Этот процесс описывается отрезком кривой B—C. Благодаря уменьшению тока в ионизационной камере якорь реле отходит и включает мотор механизма перемещения стержня в обратную сторону. Регулирующий стержень поднимается, что ведет к увеличению нейтронного потока (кривая С—D), а следовательно, мощности.

^{Рис. 22. Схема автоматического управления ядерным реактором. Регулирующий стержень совершает колебания вблизи положения, при котором коэффициент размножения нейтронов равен единице; соответственно этому колеблется и мощность ядерного реактора}

Таким образом, мощность реактора все время колеблется вблизи заданного среднего значения. С помощью подобной автоматической регулировки колебание мощности уранового реактора может поддерживаться с точностью до 0,1 процента.

Однако не исключено, что автоматическое устройство может вследствие неисправности каких-либо элементов электрической схемы или по другой причине выйти из строя. Чтобы предупредить аварию, реактор имеет аварийный стержень. Механизм передвижения такого стержня связан с другой ионизационной камерой. В случае резкого увеличения мощности реактора или вследствие неисправности каких-либо автоматических устройств срабатывает электромагнитная защелка аварийного кадмиевого стержня; он падает и глубоко входит в тело ядерного реактора. Поглощение большого количества нейтронов ведет к резкому уменьшению коэффициента размножения и, следовательно, к полному прекращению цепного процесса в реакторе. Таким путем может быть обеспечена стабильная и вполне безопасная работа ядерных реакторов.

В реакторах на быстрых и промежуточных нейтронах нельзя применять для регулировки стержни из кадмия или из бористой стали. Эти вещества активно поглощают только медленные нейтроны. Нейтроны, обладающие средними скоростями, очень сильно поглощаются ураном²³⁸ и торием²³².

Для реакторов на быстрых нейтронах трудно подобрать материалы, жадно поглощающие нейтроны. Регулировка этих реакторов может производиться стержнями из расщепляющихся материалов примерно так, как это показано на рис. 15.

По мере работы реактора в урановых стержнях будет «выгорать» уран²³⁵ и накапливаться плутоний²³⁹. Если реактор не воспроизводит ядерное горючее, то количество накапливающегося плутония²³⁹ меньше «выгоревшего» урана²³⁵. Но даже если бы общее содержание расщепляющегося материала в стержне оставалось бы постоянным, мощность ядерного реактора постепенно падала бы. Поглощение нейтронов образующимися в реакторе «осколками» приводит к уменьшению коэффициента размножения. Для стабильной работы реактора необходимо компенсировать это поглощение: надо уменьшить потерю нейтронов в кадмиевом стержне, то есть постепенно выдвигать его из активной зоны реактора.

Однако в конце концов реактивность системы настолько уменьшается, что даже при полном удалении регулирующего стержня коэффициент размножения будет все же меньше единицы. После этого мы уже не сможем поддерживать заданную мощность реактора, и она будет падать.

Время устойчивой работы зависит от размеров реактора и мощности, при которой он работает. Естественно, что чем больше урана загружено в реактор и чем меньше его мощность, тем дольше он работает в устойчивом режиме.

Ядерный реактор будет работать вполне устойчиво, если периодически заменять часть отработанных урановых стержней на новые. В том случае если реактор работает устойчиво, например в течение 100 суток, можно время от времени заменять часть урановых стержней и тем самым поддерживать реактор в состоянии достаточной реактивности.

В отработанных стержнях содержится значительное количество урана, плутония и «осколков» деления. Вследствие того что «осколки» деления представляют собой радиоактивые ядра, отработанные урановые стержни очень интенсивно выделяют излучения, весьма пагубно действующие на организм человека. Поэтому отработавшие стержни извлекаются из реактора с помощью специальных механизмов, выдерживаются в специальных хранилищах, а затем идут на химическую обработку.

ГЛАВА 4.

ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ

Первый советский реактор. Когда в 1939 году была открыта ядерная реакция деления урана, ученые вскоре поняли, что это открытие сулит получение и использование атомной энергии.

Первые результаты этого открытия были использованы в 1945 году в США для создания атомных бомб и ознаменовались бессмысленным уничтожением сотен тысяч мирных людей Японии.

Во всех странах, владеющих атомным оружием, имеются очень мощные ядерные реакторы, в которых получаются расщепляющиеся материалы – плутоний²³⁹ или уран²³³, идущие, как и уран²³⁵, на изготовление запасов атомных бомб. Так, например, в США в штате Хэнфорд имеется несколько больших урановых котлов с тепловой мощностью порядка миллиона киловатт, где получается, по всей вероятности, от половины до одного килограмма плутония в сутки. Подробного описания таких реакторов нет. Надо только указать, что эти установки не имеют никакого энергетического значения. И, по выражению одного из американских физиков, за все время существования котлов в Хэнфорде ни одного ватта полезной энергии не было получено, если не считать, что они слегка нагревают воды мощной реки Колумбии, куда сливается охлаждающая реакторы вода.

Читателю интересно будет узнать о некоторых советских ядерных реакторах, подробное описание которых приводилось нашими учеными в 1955 году на Международной конференции по мирному использованию атомной энергии.

Изучение цепных реакций в нашей стране было начато еще до Великой Отечественной войны. Это позволило создать соответствующую теорию деления урана. Были исследованы основные параметры процесса деления, найдены величины, от которых зависит коэффициент размножения системы на тепловых нейтронах. Разработана теория развития процесса во времени и определена роль запаздывающих нейтронов в управлении системами урана с замедлителем. Эти исследования продолжались и в военное время, и, естественно, развитие этой отрасли науки проходило независимо от ученых других стран.

Постройке первого советского ядерного реактора предшествовали многочисленные исследования различных моделей.

Как мы видели, цепной процесс на природном уране и графите возможен только в гетерогенных системах, где уран размещается отдельными блоками в сплошном графитовом замедлителе. Советские ученые подсчитали, что коэффициент размножения в такой системе в самом благоприятном случае не превышает значения 1,07.

А вдруг физики-теоретики ошиблись! В таких расчетах всегда могут быть ошибки, тем более, что ученые основывались на различных недостаточно и точно определенных величинах. Было вполне вероятно, что в действительности коэффициент размножения окажется меньше единицы. А мы уже знаем, что в этом случае цепной процесс не пойдет. Сооружение урано-графитового реактора оказалось рискованным делом.

Ученые многих стран, в частности немецкие ученые, не веря в успех, так и не предприняли попыток строить такие реакторы.

Но советские ученые оказались более настойчивыми. Они провели ряд измерений, подтверждающих возможность осуществления цепного процесса в урано-графитовой системе. Выяснили, что для успешной работы реактора надо применять урановые цилиндрические блоки и располагать их в графите на расстоянии 20 сантиметров один от другого.

Оказалось, что для достижения критического размера, при котором начинается цепной процесс, нужны очень большие количества (для того времени) дорогих материалов: 45–50 тонн металлического урана и несколько сот тонн графита. Нужно еще отметить, что требования, предъявляемые к этим материалам, были чрезвычайно высокие. Примесь бора или кадмия в графите совершенно недопустима. Миллионная доля бора в графите приводила к огромному поглощению нейтронов, что не давало возможности осуществить цепной процесс. От чистоты материалов зависел успех всего дела. На помощь физикам пришли горняки, металлурги и химики. Уран и графит в нужных количествах был получен: уран – в виде металлических блоков диаметром три – четыре сантиметра, а графит – в виде кирпичей размером 10×10×60 сантиметров.

Постройка реактора является вообще весьма сложным и тонким делом. Сборка же первого реактора, если не принять специальных мер, к тому же и опасна. Может ведь случиться, что вследствие ошибки в расчетах и предварительных измерениях бурный цепной процесс начнется значительно раньше, чем ожидают. Это может привести к очень серьезной аварии и даже к взрыву. В лучшем случае сотрудники лаборатории получат огромные дозы очень вредного нейтронного облучения. Переоблучение может гибельно отразиться на здоровье людей.

Все это хорошо понимали советские люди, и поэтому при строительстве реактора велось тщательное наблюдение за числом выделяемых в системе нейтронов. В процессе сборки в тело реактора были всегда погружены поглощающие нейтроны кадмиевые стержни. Эти стержни в любом случае не давали возможности осуществить цепной процесс.

Мы уже знаем, что в уране всегда происходят самопроизвольные (спонтанные) деления, в результате которых возникают нейтроны. Поэтому чувствительная ионизационная камера, помещенная возле куска урана, всегда регистрирует нейтроны. Чем больше масса урана, тем больше нейтронов.

Давайте немного займемся арифметикой. Предположим, что наша камера, установленная на некотором расстоянии от куска урана весом в один грамм, регистрирует в час всего один импульс, вызванный нейтроном спонтанного деления. Сколько же она будет регистрировать, если вместо одного грамма мы в том же месте поместим тонну урана? Задача кажется очень простой. В одной тонне миллион граммов, поэтому камера сосчитает уже 10⁶ импульсов в час, или около 300 импульсов в секунду. Но это не так. Мы забыли о том, что нейтроны, вылетающие при делении, будут также вызывать деления, и, чем больше окружающая масса урана, тем больше будет этих новых делений и новых нейтронов. Таким образом, число нейтронов в тонне урана будет всегда несколько больше подсчитанного нами.

Общее число нейтронов можно легко подсчитать, если вспомнить, что такое коэффициент размножения нейтронов.

Читатель знает, что если в нашей системе урана с графитом появилось N₀ нейтронов, то эти нейтроны, совершая новые деления, создадут еще N₀K нейтронов, где K — коэффициент размножения. В свою очередь эти N₀K нейтронов дадут новых N₀K² нейтронов и т. д. В конечном счете вместо N₀ нейтронов мы получим бесконечное число поколений новых нейтронов:

N₀, N₀K, N₀K², N₀K³…

Сумма нейтронов всех поколений даст нам общее число нейтронов, полученное в результате появления в системе N₀ нейтронов, причем так как коэффициент размножения меньше единицы, то число нейтронов каждого последующего поколения меньше предыдущего (цепной процесс не идет).

Читатель, окончивший среднюю школу, конечно, знает эти числа: это члены бесконечно убывающей геометрической прогрессии. Сумма всех членов бесконечной убывающей прогрессии равна: .

Не следует думать, что это число нейтронов получается за бесконечно большое время. Скорость нейтронов очень велика, и большое число поколений нейтронов будет рождаться в миллионные доли секунды. За это же время количество нейтронов возрастает до величины, близкой к сумме бесконечно убывающей прогрессии.

Таким образом, система, состоящая из урана или урана с графитом, является умножителем нейтронов. Если мы впустим в нее N₀ нейтронов, то в ней получается большее число  нейтронов (при K<1). В том случае когда коэффициент размножения очень мал, то есть когда количество урана невелико, размножения нейтронов не происходит и N≈N₀. Но когда размер системы близок к критическому, коэффициент размножения немного меньше единицы и число нейтронов резко возрастает. Так, при K=0,9 в уране рождается нейтронов в 10 раз больше начального количества. Если K=0,99, то первоначальный поток нейтронов увеличивается в 100 раз, если K=0,999, то – в 1000 раз, и т. д. Когда система становится критической, то уже один нейтрон вызывает их бесконечное множество. Теперь нам уже ясно, как экспериментально определяли советские ученые радиус урано-графитового шара, при котором начинается цепной процесс. Они измерили коэффициент размножения для четырех шаровых моделей различных радиусов.

Ученые вносили в эти шары источник, излучающий известное число нейтронов. Определяя ионизационной камерой число нейтронов, полученных внутри шара, можно было просто найти коэффициент размножения. Таким образом было определено четыре возрастающих значения коэффициента размножения для разных радиусов шаровых моделей. Отсюда уже можно было достаточно точно сказать, при каком радиусе системы коэффициент размножения станет равным единице.

В соответствии с расчетами и экспериментами физики решили строить реактор в виде сферы радиусом в три метра.

Первые слои графитовых кирпичей не имели отверстий для урановых блоков и предназначались для отражения нейтронов. После восьми таких слоев начали складывать активную зону, вставляя в отверстия графитовых кирпичей урановые блоки. Этот момент запечатлен на рис. 23.

^{Рис. 23. Сборка активной зоны первого советского реактора}

Увеличение размеров реактора осуществлялось последовательной укладкой графитовых кирпичей слоями толщиной 10 сантиметров. При этом велось тщательное наблюдение за увеличением нейтронного потока. Рост числа нейтронов вначале происходил очень медленно, но при приближении активной зоны к критическим размерам нейтронный поток быстро возрастал.

При строительстве реактора не обошлось без неприятных переживаний. Измерения, проведенные после укладки очередного слоя, неожиданно показали, что коэффициент размножения слишком мало вырос. Творцам первого советского реактора пришлось пережить много тревожных минут. «Неужели, – думали они, – расчеты и эксперименты были ошибочными и в действительности коэффициент размножения не будет больше единицы?» Это означало, что рушилась надежда ученых на осуществление цепного процесса в природном уране и графите.

К счастью, такая неуверенность длилась недолго. После укладки пятидесятого слоя стало ясно, что на пятьдесят пятом слое реактор достигнет критических размеров и начнется ожидаемая цепная ядерная реакция. На самом деле цепная реакция возникла уже при укладке пятьдесят четвертого слоя.

Первый советский ядерный реактор начал работать. Он оказался также и первым реактором в Европе.

Трудно передать то волнение, которое охватило участников строительства при пуске реактора. Был совершен подвиг, значение которого трудно переоценить. Наша Родина овладела атомной энергией. Это был торжественный момент. Ученые горячо поздравляли друг друга с решением великой проблемы – получением атомной энергии.

Активная часть первого советского реактора (рис. 24) представляла собой сферу диаметром около шести метров. Отражатель нейтронов имел толщину 80 сантиметров и состоял из тех же графитовых кирпичей. Всего в ядерный реактор было загружено приблизительно 45 тонн природного урана и несколько сот тонн графитовых кирпичей. Управление реактором производилось с помощью кадмиевых стержней.

^{Рис. 24. Схема первого советского реактора}

Для размещения реактора было построено специальное здание, разрез которого приведен на рис. 25. Сам реактор был собран в бетонированном котловане ниже уровня земли. В первом советском реакторе не было предусмотрено специальное охлаждение, поэтому установка могла лишь кратковременно работать с мощностью в несколько тысяч киловатт.

^{Рис. 25. Разрез здания для размещения первого советского реактора}

Когда был пущен первый советский реактор, оказалось, что экспериментаторам приходится иметь дело с потоком нейтронов, во много раз превышающим потоки всех других источников нейтронов. Этого опасались, так как тогда еще было мало известно о вредном действии больших нейтронных потоков. Поэтому мощность реактора поддерживалась на ничтожно малом уровне. Впоследствии пульт управления реактором был перенесен в коридор, который находился под землей и потому оказался более защищенным от падавшего сверху излучения нейтронов. После этого мощность реактора была значительно повышена.

При увеличении мощности реактора было обнаружено явление саморегулирования реактора. Когда поднимали кадмиевый стержень, то мощность реактора вначале значительно увеличивалась, а затем вследствие нагревания быстро падала. Читателю уже знакомо это явление: при нагревании коэффициент размножения падает и развитие цепной реакции замедляется. Таким образом, первый советский реактор оказался безопасным. После того как в этом убедились, работу на реакторе стали производить гораздо смелее.

Пуск первого ядерного реактора имел огромное значение для советской науки. Была доказана возможность осуществления цепной ядерной реакции с природным ураном в графитовом замедлителе. На реакторе проведены исследования, необходимые для постройки более совершенных установок. Впервые были получены в весомых количествах искусственные радиоактивные изотопы, использованные затем в других отраслях науки и техники.

Реактор для физических и технических исследований (РФТ). Более совершенным аппаратом является советский реактор, предназначенный для физических и технических исследований (РФТ). Этот реактор мощностью в 10 тысяч киловатт был смонтирован под полом большого зала, и на рис. 26 мы видим только плиты и цилиндрический выступ, представляющие собой верхнюю защиту от радиоактивных излучений реактора. Схема на рис. 27 знакомит нас с внутренним устройством реактора. Реактор состоит из графитового цилиндра диаметром 2,6 метра и высотой 2,4 метра. Центральная часть цилиндра пронизана 37 каналами диаметром 54 миллиметра каждый и образует активную зону реактора, диаметр и высота которой равны одному метру. Наружная часть графитовой оболочки является отражателем нейтронов.

^{Рис. 26. Верхняя часть реактора РФТ}

^{Рис. 27. Схема реактора РФТ}

При работе реактора выделяются весьма интенсивные нейтронные и гамма-излучения. Для защиты обслуживающего персонала от вредного действия этих излучений реактор со всех сторон окружен специальной защитой. Графитовый цилиндр помещен в корпус из листовой стали толщиной 2,5 сантиметра. Корпус окружен бетонной стеной толщиной 3,2 метра. Для защиты верхней части реактора имеется дополнительный слой графита толщиной 1,5 метра и слой свинца – 0,4 метра. Кроме того, сверху реактор прикрыт чугунной плитой толщиной 20 сантиметров.

В реакторе применяется металлический уран с 15-процентным содержанием урана²³⁵. Урановые блоки выполнены в виде труб с внутренней и внешней алюминиевыми оболочками и вставлены в широкие алюминиевые трубы. В собранном виде такая система представлена на чертеже и является одним из 37 рабочих каналов (рис. 28) ядерного реактора.

^{Рис. 28. Рабочие каналы реактора РФТ}

В процессе работы реактора выделяющаяся атомная энергия превращается в тепло, поэтому урановые трубы нагреваются. Охлаждение производится с помощью дистиллированной воды. Вода входит в рабочий канал сверху, поступает в кольцевой зазор между алюминиевой трубой и внешней поверхностью уранового блока и поднимается обратно по центральному каналу. Такое движение воды обеспечивает хороший отвод тепла.

Урановые блоки, которые побывали в работе, содержат большое количество продуктов деления – «осколков» ядер урана. Это – в большинстве случаев радиоактивные элементы, дающие весьма интенсивные и вредные излучения.

Смена рабочих каналов производится мощным краном с электроприводом. Техник управляет процессом выемки канала, находясь в специальной кабине, расположенной рядом с залом. Наблюдение за операцией ведется через небольшое окно, защищенное толстыми свинцовыми стеклами. Старый канал с помощью того же крана опускается в специальный бетонный колодец, где он будет находиться до тех пор, пока не потеряет большую часть своей радиоактивности.

«Свежие» урановые блоки совершенно безопасны.

Значительной радиоактивностью будет обладать также дистиллированная вода, отводящая тепло от урановых блоков. Поэтому все трубопроводы, насосы и теплообменники, связанные с радиоактивной водой, расположены в помещениях с толстыми бетонными стенами.

В ядерном реакторе РФТ управление цепным процессом и аварийное выключение питания производятся системой поглощающих нейтроны стержней, приводимых в движение ручным или автоматическим приводами. Сигналы для автоматического передвижения стержней поступают от ионизационных камер. Схема расположения регулирующих стержней показана на рис. 29, представляющем собой горизонтальный разрез реактора.

^{Рис. 29. Схематический поперечный разрез РФТ:}

^{1 – стержни автоматического регулирования; 2 – ручные поглощающие стержни: 3 – автоматические регулирующие стержни; 4 – стержни аварийной защиты; I, II, III, IV, V – квадратные каналы, предназначенные для физических исследований}

Два стержня автоматического регулирования 1 помещены в боковом отражателе нейтронов и при полном их погружении уменьшают коэффициент размножения на 0,1 процента. Такая регулировка достаточна, чтобы мощность реактора поддерживалась на заданном уровне при случайных колебаниях реактивности. Кроме того, в реакторе имеются еще три ручных 2 и три медленно движущихся автоматических 3 поглощающих стержня, которые изготовлены из карбида бора и помещаются в активной зоне реактора. Эти стержни при общем действии могут изменять коэффициент размножения на 10 процентов. Они обеспечивают запас реактивности на длительные процессы «выгорания» урана²³⁵ и накопления поглощающих нейтроны «осколков» деления.

Для выключения реактора в случае аварии имеются два кадмиевых стержня 4, расположенные в боковом отражателе. Стержни опускаются в крайнее нижнее положение за 0,4 секунды и дают изменение реактивности на 1 процент. Они надежно защищают реактор в случае каких-либо неисправностей в схеме охлаждения реактора и при выключении потребителя энергии.

Если в процессе эксплуатации аппарата стержни автоматической регулировки будут опущены до конца, то мощность реактора уже не сможет поддерживаться на заданном уровне. Для избежания аварии срабатывают аварийные стержни, и цепной процесс затухает. Необходим уже подбор новых положений поглощающих стержней активной зоны.

На схеме видны также квадратные каналы, куда помещают материалы и конструкции, подлежащие различным исследованиям при их нейтронном облучении. В этих каналах может производиться также облучение химических элементов для получения радиоактивных изотопов.

Охлаждение реактора, как мы уже говорили, производится дистиллированной водой. Вода с помощью насосов прогоняется через рабочие каналы и каналы охлаждения отражателя. Нагретая дистиллированная вода в свою очередь в теплообменниках отдает тепло речной воде. Речная вода охлаждает также и бетонную защиту реактора, проходя внутри нее по трубам.

Для контроля за охлаждением каждого из 37 рабочих каналов на линиях подвода дистиллированной воды установлены индивидуальные водомеры. При сильном отклонении от нормы расхода воды в сторону уменьшения или увеличения аварийные стержни автоматически останавливают цепную реакцию.

Время устойчивой работы реактора зависит от его размеров и отдаваемой им мощности. Естественно, что чем больше урана загружено в реактор и чем меньше его мощность, тем дольше он работает в устойчивом режиме. В реакторе РФТ вследствие выгорания урана²³⁵ и накопления «осколков» коэффициент размножения будет уменьшаться на величину 7∙10^-4 части первоначальной величины в сутки. Так как его максимальное значениев рабочем режиме приблизительно равно 1,15, то возможна непрерывная эксплуатация ядерного реактора в течение ста суток. Запас реактивности будет вполне достаточен, если каждые сто суток будет заменяться 10–15 старых урановых стержней на новые. Смена этих стержней может быть произведена за одни сутки.

Реактор РФТ был предназначен для исследований конструкции урановых блоков энергетических реакторов атомных электростанций. Он служит также мощным источником нейтронов для проведения различных физических опытов.

Реакторы на тяжелой и простой воде. Другим типом ядерных реакторов является реактор Академии наук СССР с тяжелой водой, который был построен в 1948 году (рис. 30).

^{Рис. 30. Реактор на тяжелой воде Академии наук СССР}

Реактор предназначался для научных исследований как в самом аппарате, так и на выведенных из него пучках нейтронов. Он использовался также для получения радиоактивных изотопов. Применение тяжелой воды имеет ряд преимуществ для физических и технических исследований самого реактора. Жидкий замедлитель позволяет осуществить различное расположение и изменить количество и размеры урановых блоков. Этот реактор состоит из цилиндрического алюминиевого резервуара диаметром 1,75 метра и высотой около двух метров. В бак опущены урановые стержни длиной в 160 сантиметров. Диаметр урановых стержней в разных исследованиях менялся от 2,2 до 2,8 сантиметра. Изменялось также и число урановых стержней – от 86 до 292. Отвод тепла в реакторе осуществляется за счет циркуляции тяжелой воды. Скорость циркуляции невелика, и поэтому мощность ядерного реактора не превышает 500 киловатт. Над тяжелой водой непрерывно протекает гелий, который уносит с собой выделяющуюся за счет разложения тяжелой воды гремучую смесь. Пары конденсируются в ловушке, а гремучая смесь сжигается в специальном приборе (палладиевом катализаторе) и, следовательно, также превращается в воду. Реактор имеет графитовый отражатель нейтронов толщиной около метра. Защита от излучения выполнена из бетона и имеет толщину 2,5 метра.

Верхняя часть реактора показана на рис. 31.

^{Рис. 31. Верхняя часть реактора на тяжелой воде}

Управление реактором производится ручным и автоматическим передвижением четырех кадмиевых стержней. Имеются также и два аварийных стержня. Кроме того, в случае аварии тяжелая вода сливается в запасной бак, и цепная реакция прекращается.

Как известно, обыкновенная вода является очень хорошим замедлителем. Нейтрон благодаря соударениям с ядром водорода становится тепловым в среднем на пути около шести сантиметров. Поэтому реакторы с простой водой весьма компактны.

Существенным недостатком воды как замедлителя является сильное поглощение водородом тепловых нейтронов. Для восполнения больших потерь нейтронов необходимо уменьшать поглощение их ядрами урана²³⁸, то есть применять в реакторе обогащенный уран с большим содержанием урана²³⁵.

Такой небольшой реактор на простой воде был построен Академией наук СССР (рис. 32). Центральная часть реактора представляет собой алюминиевый бак, заполненный водой. В дно бака вварена труба диаметром 50 сантиметров. Внутри этой трубы расположена активная зона реактора, состоящая из обыкновенной воды и урановых блоков, так называемых тепловыделяющих элементов. Получающееся в активной зоне реактора тепло отводится водой и передается в теплообменнике другой проточной воде.