Текст книги "Ядерные реакторы"

Автор книги: Ефим Балабанов

сообщить о нарушении

Текущая страница: 9 (всего у книги 12 страниц)

В обычных ледоколах около 30 процентов грузоподъемности судна составляют запасы топлива, исчисляемые тысячами тонн. Суточный расход топлива превышает сто тонн. А на атомном ледоколе суточный расход – это граммы «горючего». Поэтому район плавания атомного ледокола почти неограничен.

Кроме того, часть корабля, которая раньше предназначалась для запасов топлива, может теперь использоваться под установку более мощных двигателей и для конструкций, увеличивающих прочность корпуса. Ледокол будет преодолевать льды, которые для обычных ледоколов считаются непроходимыми. Советский атомный ледокол будет иметь главные двигатели мощностью 44 тысячи лошадиных сил. Его водоизмещение составит 16 тысяч тонн.

Общие экспедиционные запасы, которые атомный корабль сможет взять на борт (ядерное топливо, продукты питания и прочее), достаточны, чтобы ледокол в течение года находился в плавании. Там будут созданы все условия для научной работы, труда и культурного отдыха.

Научные работники и экипаж разместятся в очень удобных одноместных и двухместных каютах. На корабле предусматривается кают-компания, салоны, клуб, киноустановка, читальный зал и медицинские кабинеты, оснащенные современной лечебно-профилактической аппаратурой. Помещения корабля будут совершенно надежно защищены от радиоактивных излучений. Благодаря полной автоматизации управления тяжелый труд кочегаров заменится работой операторов у пульта управления.

В суровых условиях Арктики метеорологическая обстановка очень сложна. Ледоколу придется прокладывать путь в любую погоду: в туман, в снегопад, во мраке полярной ночи. Поэтому он будет снабжен самыми современными навигационными и радиолокационными устройствами и средствами связи. Два вертолета, находящиеся на судне, будут обеспечивать ледовую разведку.

Таким будет первый советский атомный ледокол.

В течение ближайших пяти лет всемерно разовьются работы по дальнейшему использованию радиоактивных изотопов в промышленности, сельском хозяйстве и медицине. Они будут использованы, в частности, для контроля за качеством материалов и изделий, для управления производственными процессами и их автоматического регулирования, а также для диагностики и лечения различных болезней. Метод меченых атомов найдет более широкое применение в промышленности и в научных исследованиях.

Таким образом, шестой пятилетний план предусматривает весьма существенное расширение использования атомной энергии в мирных целях. Атомная энергия будет играть значительную роль в народном хозяйстве Советского Союза.

Атомная энергетика за рубежом. В капиталистических странах развитие атомной энергетики в сильной степени тормозится тем, что оно противоречит интересам крупных нефтяных и угольных монополий. Эти компании, опасаясь снижения потребности в химическом топливе, естественно, всеми методами стараются задержать использование ядерного горючего для мирных, энергетических целей. В связи с этим буржуазные экономисты, ученые и инженеры пытаются обосновать нецелесообразность, например, в США широкого строительства атомных электростанций в ближайшие десятилетия. Этот промежуток времени США намерены использовать только для проведения экспериментов в области производства электрической энергии на атомном горючем. Поэтому доля электрической энергии, получаемая от атомных электростанций, в общей выработке энергии в США даже в 1965 году будет мала.

В Англии положение несколько иное. Перед этой страной уже сейчас стоит угроза весьма значительного повышения стоимости электроэнергии. Ввиду того что добыча угля почти не увеличивается, цены на уголь растут, а ввоз топлива, естественно, обходится весьма дорого. Поэтому немедленное создание атомных электростанций вызывается экономическими соображениями, и такое строительство уже начато. Предполагается, что вследствие высокой цены на уголь в Англии стоимость энергии уже от этих первых атомных электростанций будет такого же порядка, что и стоимость энергии электростанций, работающих на угле. По намечаемой в Англии программе атомные электростанции должны стать весьма существенным добавлением к существующим источникам энергии. Очевидно, что повышение стоимости обычного топлива, наряду со снижением капитальных расходов в электростанциях нового типа весьма скоро сделает атомные электростанции способными конкурировать с угольными электростанциями.

Эти обстоятельства привели к тому, что в Англии (Колдер-Холл) началось строительство первой английской атомной электростанции с двумя урано-графитовыми реакторами с газовым охлаждением. Первая очередь атомной электростанции вступила в строй 17 октября 1956 года. Энергия получается от двух урано-графитовых реакторов. Схема одного из колдер-холлских реакторов приведена на рис. 73.

^{Рис. 73. Схема реактора английской атомной электростанции}

Активная зона реактора сложена из большого числа графитовых блоков, применяемых в качестве замедлителя. В графите имеются вертикально расположенные каналы, в которых помещаются тепловыделяющие урановые элементы и регулирующие стержни. Топливом является естественный уран в виде стержней в металлической оболочке. Реактор заключен в стальной герметический котел диаметром 12 метров, высотой 18 метров, изготовленный из стальных плит толщиной 50 миллиметров. Отвод тепла из реактора осуществляется с помощью углекислого газа, находящегося под давлением 7 атмосфер. Углекислый газ проходит через активную зону, нагревается и отдает свое тепло четырем теплообменникам. В теплообменниках образуется пар высокого давления, приводящий в движение турбины, связанные с генераторами электрического тока. Общий вид атомной электростанции приведен на рис. 74.

^{Рис. 74. Общий вид английской атомной электростанции}

В Англии в районе Аннама в будущем будет построена еще одна атомная станция на четырех реакторах колдер-холлского типа. До 1965 года намечено построить несколько атомных электростанций такого типа общей мощностью 1200–1400 тысяч киловатт.

С марта 1955 года начато строительство второй английской атомной электростанции с реактором на быстрых нейтронах. Станция создается в Даунри, на Северном побережье Шотландии. Установка состоит из бака (рис. 75), в котором помещен реактор на быстрых нейтронах и находится наружная оболочка для воспроизводства ядерного горючего.

^{Рис. 75. Реактор на быстрых нейтронах английской станции в Даунри}

Активная зона представляет собой цилиндр диаметром и высотой 0,6 метра. Через активную зону прокачивается теплоноситель в количестве, достаточном для отвода 60 тысяч киловатт тепловой мощности. В качестве теплоносителя выбран натрий с некоторым добавлением калия для понижения точки плавления. Контур охлаждения будет целиком выполнен из нержавеющей стали. В схеме предусмотрен теплообменник, в котором тепло первичного теплоносителя передается вторичному, также состоящему из натриево-калиевого сплава. Вторичный теплоноситель не должен быть радиоактивным, поэтому между реактором и теплообменником находится защита от нейтронов, выполненная в виде графитовой стены толщиной 1,2 метра, окружающая бак с реактором. Графит содержит бор в количестве, достаточном для поглощения нейтронов после их замедления.

Графит и бак реактора расположены на стальной раме, установленной на бетонное основание, образующее часть биологической защиты. В целом защита представляет собой бетонный бак с внешним диаметром 27,5 метра и высотой 14 метров. Даунрийский реактор будет заключен в сферу диаметром 41 метр, изготовленную из стальных листов толщиной около 2,5 сантиметра. На рис. 76 приведена фотография строительства сферы второй английской атомной электростанции.

^{Рис. 76. Строительство сферы для второй английской атомной электростанции}

В январе 1956 года во Франции, в Маркуле, был пущен первый в стране энергетический реактор G-1. Этот реактор имеет газовое охлаждение (рис. 77).

^{Рис. 77. Французский энергетический реактор G-1:}

^{1 – фильтр; 2 – графит; 3 – уран; 4 – защита}

Атомное горючее состоит из 100 тонн естественного урана, содержащегося в 2700 тепловыделяющих стержнях. Замедлителем служит графит. Кроме электроэнергии, реактор будет вырабатывать плутоний – около 13 килограммов в год. Тепловая мощность реактора – 40 тысяч киловатт, а электрическая – 5 тысяч киловатт. Малый коэффициент полезного действия объясняется низкой температурой газового теплоносителя на выходе из реактора – всего около 220° C. Естественно, что реактор нельзя рассматривать как атомную электростанцию, поскольку ее мощность недостаточна, чтобы обеспечить потребление энергии циркуляционных газовых насосов (около 5,6 тысячи киловатт). Основное назначение этой станции состоит в том, чтобы приобрести технический опыт, на котором можно было бы разработать проект промышленной атомной электростанции. Проект такой станции разрабатывается французским комиссариатом по атомной энергии; ее предполагается построить в Маркуле. В каждом из двух реакторов этой атомной электростанции в качестве горючего используется 100 тонн естественного урана. Замедлителем служит графит, теплоносителем – углекислый газ. Проектная электрическая мощность атомной электростанции – 40 тысяч киловатт. Кроме электроэнергии, два реактора электростанции будут производить около 100 килограммов плутония в год. Пуск станции предполагается в 1957 году.

В Канаде, в 150 милях от Оттавы, намечено построить первую канадскую атомную электростанцию. Схема реактора электростанции (реактор NPD) приведена на рис. 78.

^{Рис. 78. Схема реактора NPD канадской атомной электростанции: 1 – мостовой кран; 2 – каналы для горючего; 3 – манипулятор; 4 – парогенератор; 5 – насос для тяжелой воды; 6 – реактор; 7 – бетонная защита}

В качестве замедлителя и теплоносителя будет применена тяжелая вода под давлением. На территории, занимаемой станцией, будут размещены реактор с парогенератором и насосом, перерабатывающий ядерное горючее завод и турбогенераторы. Реактор и парогенераторы помешаются в бетонированном котловане. Отдельная зашита ставится между реактором и парогенератором. Активная зона реактора заключена в цилиндрический сосуд с полусферическим дном. Тяжелая вода используется в реакторе в двух контурах: в контуре теплоносителя и контуре замедлителя. Теплоноситель из реактора поступает в парогенераторы, где отдает свое тепло, образуя сухой насыщенный пар. Замедлитель проходит через специальный теплообменник, где он охлаждается обычной водой. В реакторе NPD не будет регулирующих стержней. Реактивность аппарата будет поддерживаться на определенном уровне с помощью изменения количества замедлителя в системе. Строительство атомной станции в Канаде должно быть завершено в 1958 году.

В Соединенных Штатах Америки впервые преобразование ядерной энергии в электрическую было произведено на уже описанном в предыдущей главе опытном размножающем реакторе EBR. Основной целью сооружения этого реактора было экспериментальное исследование принципов системы размножающего реактора на быстрых нейтронах. Поэтому не было обращено внимание на получение достаточно высокого коэффициента полезного действия установки. Этот коэффициент был равен приблизительно 17 процентам, и от реактора с тепловой мощностью 1400 киловатт получалось не больше 200 киловатт электрической энергии. Схема реактора EBR приведена на рис. 79.

^{Рис. 79. Схема реактора EBR:}

^{1 – активная зона из делящегося материала; 2 – зона воспроизводства; 3 – электромагнитные насосы}

Тепло от натриевого теплоносителя передается в теплообменнике вторичному, тоже натриевому, теплоносителю. Вторичный теплоноситель поступает в парогенератор, где образуется сухой пар при давлении 28 атмосфер. Циркуляция металла в первичном и вторичном контурах осуществляется с помощью специальных электромагнитных насосов. Общее расположение аппаратуры размножающего реактора EBR показано на схеме рис. 80.

^{Рис. 80. Расположение аппаратуры реактора EBR}

Основываясь на опыте работы реактора EBR, американцы строят второй экспериментальный размножающий реактор – EBR-II тепловой мощностью 60 тысяч киловатт, который должен быть закончен в 1958 году. Как видно из рис. 81, весь реактор вместе с электромагнитным насосом первого контура, первичным теплообменником и хранилищем для тепловыделяющих элементов (на рисунке не показано) погружается в большой бак, наполненный жидким натрием.

^{Рис. 81. Схема реактора EBR-II:}

^{1 – первичный теплообменник; 2 – нейтронная защита; 3 – активная зона; 4 – герметический бак с натрием; 5 – зона воспроизводства; 6 – регулирующий стержень; 7 – защита от гамма-излучения; 8 – объединенный униполярный генератор и электромагнитный насос}

Ни при каких авариях уровень жидкого натрия не может падать ниже верхнего уровня активной зоны реактора. В случае аварии большая теплоемкость натрия, заполняющего бак, позволяет поглотить большое количество тепла и охладить реактор естественной конвекцией. В случае остановки реактора топливные тепловыделяющие элементы могут немедленно заменяться, так как во время перемещения из активной зоны реактора в хранилище они все время охлаждаются жидким натрием. Таким образом, гарантируется удаление значительного количества тепла, выделяющегося при радиоактивном распаде продуктов деления, содержащихся в заменяемом топливном элементе. Хотя промежуточный теплообменник и расположен очень близко к реактору, но благодаря наличию защиты от нейтронов вокруг реактора натрий во вторичном контуре не становится радиоактивным. Таким образом, единственной частью установки, требующей защиты, является сам бак с натрием. Предполагается, что реактор EBR-II будет объединен с установкой для металлургической обработки старых топливных элементов. Установлено, что 90 процентов продуктов деления выходят в шлак при расплавлении ядерного горючего. Поэтому когда старые топливные элементы будут освобождены от оболочки и расплавлены, то после удаления шлака в топливе останется всего 10 процентов примесей. Эти примеси при работе реактора на быстрых нейтронах не так вредны, поскольку они слабо поглощают быстрые нейтроны. Когда вместо выгоревшего делящегося материала будет добавлено соответствующее количество плутония, из полученной смеси можно изготовить новые топливные элементы для использования в реакторе.

Для электромагнитных насосов, перекачивающих жидкий натрий, необходим электрический ток огромной силы (до 250 000 ампер). Поэтому для реактора EBR-II разработан специальный агрегат, состоящий из особой конструкции генератора и непосредственно связанного с ним электромагнитного насоса постоянного тока, причем насос полностью погружен в натрий.

Интересный проект реактора с жидко-металлическим топливом (LMFR) был доложен делегацией США на Женевской конференции. Этот проект находится в настоящее время в стадии предварительного экспериментального и конструктивного изучения. В этом реакторе будет применяться в качестве ядерного горючего сплав висмута и урана в жидком состоянии. Схема реактора приведена на рис. 82.

^{Рис. 82. Схема реактора LMFR}

Ядерный реактор состоит из активной зоны. Она включает графит в качестве замедлителя, сквозь который протекает сплав висмута с ураном²³³. Проходя через активную зону, жидкий сплав нагревается до температуры 550° C и отдает свое тепло в теплообменник вторичному натриевому теплоносителю. Натриевый теплоноситель, попадая в парогенератор, образует там сухой пар при давлении 88 атмосфер. Активную зону окружает зона воспроизводства, по которой протекает жидкий сплав висмута с торием. При поглощении торием нейтронов образуется опять уран²³³. Горячий ториево-висмутовый сплав отдает свое тепло через натриевый теплоноситель во втором теплообменнике парогенератору. Преимущества жидкого ядерного горючего обсуждались нами в предыдущей главе. Это прежде всего непрерывная очистка горючего и возможная замена его без остановки реактора. Однако на этом пути имеется еще много трудностей. Основные технические затруднения связаны с коррозией металлов, из которых состоят конструкции, соприкасающиеся с жидким радиоактивным горючим. Кроме того, многие из новых предлагаемых технических вариантов оборудования не проходили испытаний в большом масштабе. Поэтому авторы проекта считают, что реактор LMFR сможет быть пущен не ранее 1960 года.

Военно-морской флот США пополнился первой атомной подводной лодкой, получившей название «Наутилус» (рис. 83).

^{Рис. 83а. Американская подводная лодка «Наутилус»}

^{Рис. 83б. Разрез «Наутилуса»:}

^{1 – кубрики для команды; 2 – машинное отделение; 3 – реактор; 4 – боевая рубка; 5 – рубка управления; 6 – столовая для команды; 7 – аккумуляторная; 6 – кладовые; 9 – мостик; 10 – перископная; 11 – каюта командира; 12 – офицерская кают-компания; 13 – камбуз; 14 – кубрики для команды; 15 – торпедный отсек}

Водоизмещение лодки 2700 тонн. Источником энергии служит ядерный реактор на тепловых нейтронах типа STR, уже описанный нами в предыдущей главе. В качестве замедлителя и первичного теплоносителя используется обычная вода под высоким давлением. Вода проходит последовательно через активную зону реактора и теплообменник. Вторичная вода, находящаяся в теплообменнике, превращается в пар, используемый для работы паровых турбин. Силовое оборудование подводной лодки размещено в двух отсеках. В одном отсеке установлены ядерный реактор и теплообменник. В машинном отделении находятся две паровые турбины, здесь же размещены турбогенераторы, снабжающие подводную лодку электроэнергией, и главный пульт управления механизмами машинного и реакторного отсеков. В случае аварии двигатель подводной лодки может работать от аккумуляторной батареи или от генератора, приводимого в движение дизелем. Безопасность команды при работе реактора обеспечивается специальной защитой. По рекламным сообщениям американской печати, эта защита якобы настолько эффективна, так снижает интенсивность излучения, что члены экипажа при непрерывном многолетнем плавании получат меньшую дозу излучения, чем они получают за свою жизнь в результате действия космических лучей и естественной радиоактивности земли. «Наутилус» снабжен специальными приборами, контролирующими радиоактивные излучения. Приборы реагируют на повреждение труб в теплообменнике, предупреждают о проникновении радиоактивного теплоносителя первичного контура в незащищенный паровой контур. Индикаторы радиоактивности могут обеспечить невозможность спуска радиоактивной воды во время стоянки в доке или других местах, где это создает опасность для людей.

21 июля 1955 года в США была спущена на воду вторая подводная лодка – «Морской волк» – с атомным двигателем. Водоизмещение лодки – 3260 тонн, длина – около 100 метров и диаметр – 9,15 метра. Реактор подводной лодки работает на промежуточных нейтронах. В качестве горючего используется обогащенный уран. Замедлителем служит графит, теплоносителем – жидкий натрий. США строят еще семь различных подводных лодок с атомным двигателем.

Создание атомных двигателей для транспортных установок – задача более трудная, нежели строительство стационарных энергетических установок. Эти трудности связаны главным образом с весом и размером биологической защиты реактора. Для крупных кораблей эти трудности вполне преодолимы, так как размеры судов довольно велики. Английская фирма «Роллс-Ройс» предложила один из типов атомных двигателей для больших морских судов. Реактор охлаждается жидким натрием. Для превращения ядерной энергии в электрическую используется газовая турбина низкого давления. В качестве рабочего газа используется гелий. Гелий имеет значительные преимущества перед воздухом вследствие очень малого поглощения нейтронов и более высокой теплопроводности. Схема атомного двигателя приведена на рис. 84.

^{Рис. 84. Схема атомного двигателя для морских судов:}

^{1 – предварительное охлаждение газа; 2 – промежуточное охлаждение газа; 3 – компрессор низкого давления; 4 – компрессор высокого давления; 5 – вторичный теплообменник; 6 – к первичному теплообменнику; 7 – гелиевый контур газовой турбины с замкнутым циклом; 8 – турбина компрессора; 9 – турбина низкого давления; 10 – нагрузка; 11 – теплообменник для возврата тепла в первичный контур; 12 – первичный натриевый контур}

Гелий при температуре 21° C и давлении 15,4 атмосферы поступает в компрессор низкого давления, затем проходит через промежуточный холодильник, откуда попадает в компрессор высокого давления. Сжатый до 42,5 атмосферы при температуре 96° C гелий направляется во вторичный теплообменник, где нагревается до температуры 662° C. Нагретый газ проходит через две последовательно соединенные турбины. Часть энергии он отдает турбине, приводящей в движение компрессоры и турбину низкого давления, соединенную с валом – винтом корабля или генератором электрической энергии. Мощность на валу 11 000 киловатт. После главной турбины гелий отдает свое остаточное тепло теплообменнику включенного в контур жидкого натрия, охлаждающего реактор. В конечном счете остаточная энергия газа после турбины используется во вторичном теплообменнике для нагревания рабочего газа.

За последнее время в ряде стран проводятся исследования, направленные на создание самолета с атомным двигателем. Задачи, возникающие при конструировании самолетов с атомным двигателем, являются, по-видимому, наиболее трудными за всю историю самолетостроения. Основные трудности связаны с отводом тепла от реактора и эффективным использованием его в различных двигателях: турбовинтовых, турбореактивных и ракетных, а также с необходимостью уменьшить вес и габариты биологической защиты. Вместо защиты, общей для реактора и двигателя, американцы, например, предполагают использовать раздельную защиту. США располагают опытным самолетом (В-36), на котором установлен экспериментальный ядерный реактор. Для обеспечения безопасности населения реактор работает только в то время, когда самолет пролетает над специально отведенной (безлюдной) территорией в штате Техас. Взлет и посадка совершаются с остановленным реактором. Приняты меры предосторожности, исключающие возможность взрыва реактора даже в случае аварии самолета. Кроме того, в США проходит стендовые испытания опытный реактор для самолетного двигателя. Тепловыделяющие элементы сделаны из окиси урана, заключенной в контейнеры из нержавеющей стали. Температура этих элементов при работе реактора достигает 1000° C. Замедлителем служит вода, теплоносителем – воздух, подаваемый непосредственно в газовую турбину. Преимуществами такого типа реактора являются: небольшой вес, высокая температура и относительно низкое давление теплоносителя. К недостаткам следует отнести: низкий коэффициент теплоотдачи, радиоактивность воздуха, делающая турбину недоступной для обслуживания, большое количество прокачиваемого воздуха. Исследования показывают, что нет пока полной уверенности в надежной работе реактора. Расходы, связанные с этими работами, в США достигают многих миллионов долларов. Аналогичные исследования проводятся в Англии, Франции и других странах.

ГЛАВА 6.

ПОЛУЧЕНИЕ И ИСПОЛЬЗОВАНИЕ РАДИОАКТИВНЫХ ВЕЩЕСТВ

Получение радиоактивных веществ в ядерных реакторах. Почти все химические элементы при облучении их в ядерном реакторе поглощают тепловые нейтроны и превращаются в радиоактивные изотопы. Так, например, могут быть получены радиоактивные углерод и фосфор:

Азот¹⁴+нейтрон¹→углерод¹⁴+протон¹,

Фосфор³¹+нейтрон¹→фосфор³²+гамма-квант.

Периоды полураспада углерода¹⁴ и фосфора³² соответственно равны 5700 лет и 14,3 дня.

Сильной радиоактивностью обладает кобальт⁶⁰, который может быть получен в больших количествах в работающем ядерном реакторе. Если положить в активную зону реактора средней мощности пластинку кобальта, имеющую площадь 10 квадратных дециметров, то через сутки в пластинке накопится около двух граммов радиоактивного кобальта. Надо иметь в виду, что два грамма кобальта⁶⁰ эквивалентны по своей радиоактивности примерно двум килограммам радия. Подобным путем можно получить радиоактивные изотопы железа, кальция, натрия и других веществ.

Шлак, получающийся при работе ядерного реактора («осколки» деления ядер урана), содержит также большое количество радиоактивных веществ. Эти продукты представляют собой смесь различных радиоактивных изотопов с различным временем жизни. Радиохимики научились их «сортировать», выделяя наиболее ценные компоненты смеси. Количество различных радиоактивных изотопов и их активность наглядно иллюстрированы табл. 4.

Остальные продукты деления составляют изотопы с очень малым периодом полураспада.

Таким образом, один грамм радиоактивного шлака эквивалентен по своей активности 44,4 килограмма радия.

Радиоактивность продуктов деления, полученных в ядерном реакторе, уменьшается со временем, однако, как показано в табл. 5, она остается высокой даже через два года после выгруза шлака из ядерного реактора.

За одну неделю даже маломощный ядерный реактор может произвести столько радиоактивных веществ, что их радиоактивность будет эквивалентна нескольким килограммам радия.

На службе человеку. Естественные радиоактивные вещества, такие, например, как радий, уже сравнительно давно находят применение в медицине и технике. Сейчас, когда мы имеем возможность получать радиоактивные препараты в очень больших количествах, они с каждым днем все шире используются в самых различных областях народного хозяйства: в промышленности, сельском хозяйстве, биологии, медицине и т. д.

Рассмотрим некоторые примеры использования радиоактивных изотопов.

Радиоактивный изотоп кобальт⁶⁰ испускает глубоко проникающие гамма-лучи, которые могут просвечивать толстые стальные детали. На рис. 85 приведен советский аппарат для просвечивания ГУП-Со-50.

^{Рис. 85. Аппарат ГУП-Со-50 для просвечивания толстых металлических изделий. Маленькая ампула радиоактивного кобальта заменяет мощную рентгеновскую установку}

Здесь используется препарат кобальта⁶⁰ с активностью, равноценной 50 граммам радия. Эта установка сейчас широко применяется для контроля качества выпускаемых изделий на машиностроительных заводах. Она позволяет находить совершенно незаметные на глаз раковины и трещины в ответственных деталях. Эти дефекты, если их вовремя не обнаружить и не устранить, могут привести к серьезным авариям и поломкам станков и машин.

Маленькие ампулы кобальта⁶⁰ не только заменяют громоздкие рентгеновские установки, но и дают возможность исследовать внутреннее строение сложных конструкций. Ампулу с препаратом кобальта⁶⁰ можно поместить в канале толстостенных труб, в узком пространстве между стальными плитами и в других местах: ампула очень мала по сравнению с высоковольтной рентгеновской трубкой.

С помощью радиоактивного препарата можно не только находить изъяны в металлических изделиях, но и контролировать заполнение баков, цистерн, трубопроводов.

Можно, например, по поглощению гамма-лучей радиоактивного кобальта определить уровень заполнения большого бака (рис. 86).

Рис. 86. Определение уровня жидкости в баке с помощью радиоактивного излучения. Поднявшаяся жидкость поглощает гамма-лучи, испускаемые кобальтом⁶⁰. Изменение интенсивности излучения регистрируется счетчиком

Счетчик Гейгера-Мюллера считает импульсы, вызываемые проходящими сквозь пустой бак гамма-квантами. Как только бак заполнится выше определенного уровня, гамма-лучи будут поглощаться в веществе и число импульсов, регистрируемых счетчиком, сразу станет значительно меньше. Счетчик Гейгера-Мюллера можно связать с автоматическим устройством, которое будет прекращать подачу жидкости в бак после того, как он будет заполнен до определенного уровня.

По поглощению гамма-лучей можно также следить за уровнем жидкости в котле по мере ее расходования.

Сейчас строительство любой крупной гидроэлектростанции не обходится без землесосных снарядов. Эти мощные машины, заменяя труд сотен тысяч людей, добывают и перемещают грунт по трубам на очень большое расстояние. Производительность такой машины зависит от соотношения воды и грунта в смеси, идущей по трубам. Если в трубах будет больше воды, чем грунта, то землесосный снаряд будет работать непроизводительно, то есть мало отсасывать грунта. Если же будет больше грунта, то в трубах будут образовываться «забои» и «пробки», останавливающие движение смеси по трубам и вызывающие простои машины. Советскими учеными был разработан способ, позволяющий производить непрерывный контроль за содержанием в перекачиваемой земснарядом смеси грунта и воды, или плотностью так называемой пульпы.

На поверхности трубы (рис. 87) диаметром около метра, внутри которой мчится невидимый поток пульпы, помещается радиоактивный источник – кобальт⁶⁰. Испускаемые кобальтом гамма-лучи проникают сквозь толстые стальные стенки трубы и слой пульпы. Часть из них поглощается протекающей по трубе массой, а выходящие из трубы регистрируются счетчиком. По поглощению гамма-лучей в трубе определяется плотность пульпы. Если из трубы выходит слабый поток гамма-лучей, то, очевидно, плотность слишком велика, в пульпе излишнее количество грунта. При большом количестве воды поглощение будет слабым и счетчик будет считать очень интенсивно. Результаты этого непрерывного контроля передаются по проводам к пульту управления землесосного снаряда.

^{Рис. 87. Контроль плотности пульпы в земснаряде}

Иногда во время работы в трубах земснаряда образуется пробка из грунта. Для того чтобы ее обнаружить, не надо разбирать трубопровод. Передвигая радиоактивный источник со счетчиком, можно по резкому изменению поглощения определить местонахождение пробки.

С помощью радиоактивных препаратов можно очень точно измерять и контролировать толщину изготовляемых пленок различного материала. Пленка перемещается между радиоактивным препаратом, излучающим электроны, и счетчиком Гейгера-Мюллера (рис. 88). Поглощаемая в пленке доля электронов зависит от ее толщины. Увеличение толщины приводит к уменьшению счета электронов счетчиком, так как увеличивается поглощение электронов в пленке. Ценным в этом методе является то, что измерение не приводит к порче поверхности пленки, так как пленка не соприкасается с измерительным прибором. Соединив счетчик Гейгера-Мюллера с радиотехнической схемой управления, можно автоматизировать производство пленок. Счетчик может управлять работой аппарата, изготовляющего пленку, и поддерживать заданную толщину.

^{Рис. 88. Схема измерения толщины пленки радиоактивным препаратом}