Физические основы получения атомной энергии

VII. ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ

Для получения ядерной энергии как источника тепловой, механической и электрической энергии необходимо, чтобы энергия выделялась постепенно с регулируемой по желанию мощностью.

Однако чистый уран 235 или плутоний 239, используемый в атомной бомбе, не годится в качестве ядерного горючего для этой цели, так как цепная реакция, осуществляемая в нем на быстрых вторичных нейтронах, протекает в виде взрыва.

Посмотрим, как ведет себя в этом отношении природный уран. Блуждающие (свободные) нейтроны, необходимые для начала ядерной реакции, всегда найдутся, если только взять кусок урана достаточно больших размеров. Нейтроны возникают главным образом за счет самопроизвольного деления ядер урана. Например, в куске урана массой 1 кг в каждую секунду происходит около 6–7 делений, в результате чего ежесекундно возникает 15–18 быстрых свободных нейтронов. Кроме того, небольшое число таких нейтронов может возникать под действием космического излучения. Энергия быстрых нейтронов (2 Мэв) вполне достаточна для деления ядер как урана 235, так и урана 238, входящих в состав природного урана.

Однако, несмотря на эти, казалось бы, благоприятные условия, цепная реакция в куске природного урана сколь угодно большой величины не «зажигается», если не принять некоторых дополнительных мер. Дело в том, что быстрые нейтроны уже после нескольких столкновений с ядрами теряют скорость и перестают делить ядра урана 238. Поэтому цепная реакция в уране может идти только за счет ядер урана 235, которые делятся как быстрыми, так и медленными (тепловыми) нейтронами. Но урана 235 содержится в природном уране всего только 0,7%. Поэтому нейтроны сталкиваются чаще с ядрами урана 238 и в большинстве своем поглощаются ими без последующего деления.

Нельзя ли все же сделать так, чтобы цепная реакция в природном уране стала возможной? Оказывается, можно и притом двумя способами.

Первый способ связан с использованием замедленных нейтронов. Физические основы его следующие. Ядра урана 235 делятся любыми нейтронами, причем медленными даже лучше, чем быстрыми. Медленные же нейтроны не захватываются ураном 238 и не вызывают деления его ядер. Поэтому, если нейтроны, возникающие при делении, замедлять раньше, чем они будут сталкиваться с ядрами урана 238, то цепная реакция станет возможной.

Для этого необходимо блоки урана в виде кирпичиков или стержней расположить вперемежку со слоями какого-либо легкого вещества, при столкновении с ядрами которого нейтроны замедляются (но не поглощаются). Медленные нейтроны в большинстве своем будут двигаться в природном уране до тех пор, пока не столкнутся с ядром урана 235 и не произведут его деление. При этих условиях медленные нейтроны обеспечат развитие цепной реакции деления урана 235, несмотря на то, что этого изотопа в уране содержится почти в 140 раз меньше, чем основного изотопа 238. Те же нейтроны, которые все же будут поглощены ураном 238, вызовут превращение его в плутоний 239. Схема цепной реакции с замедлителем в природном уране приведена на рис. 40.

В качестве замедлителя нейтронов применяют на практике тяжелую воду, легкий металл — бериллий или, наконец, графит. Замедление является результатом упругих столкновений нейтронов с ядрами атомов замедлителя. Нейтроны и ядра замедлителя ведут себя в этих столкновениях, как упругие биллиардные шары. В случае центрального (лобового) удара движущийся биллиардный шар, столкнувшись с неподвижным шаром, останавливается, то есть замедляется полностью. При косых соударениях, которые чаще имеют место, шары замедляются только частично и после удара не останавливаются, а движутся, но с меньшей скоростью. Таким образом, движущийся биллиардный шар всегда замедляется, то есть всегда теряет часть своей энергии (скорости) при соударениях с неподвижным шаром. Аналогично этому ведут себя и нейтроны. После ряда упругих столкновений с ядрами замедлителя, которые можно считать неподвижными, быстрый нейтрон теряет значительную часть своей энергии (скорости) и становится медленным, скорость его движения сравнивается со скоростью теплового движения частиц окружающей среды.

В механике доказывается, что при упругом соударении двух шаров наибольшая потеря энергии будет в случае, когда массы шаров равны. Этот закон применим и к нейтронам с тем только отличием, что шары не могут поглотить друг друга, а с нейтроном при соударении с ядром такое может случиться. Обыкновенная вода, содержащая водород, ядра которого (протоны) имеют массу, приблизительно равную массе нейтрона, была бы наилучшим замедлителем, если бы не поглощала нейтронов. Всего 18 столкновений с протонами требуется в среднем быстрому нейтрону, чтобы стать медленным. К сожалению, протоны поглощают часть сталкивающихся с ними нейтронов, снижая тем самым коэффициент их размножения и скорость развития цепной реакции.

Практически лучшим замедлителем является тяжелая вода, в состав которой входит тяжелый водород — дейтерий. Ядра дейтерия (дейтроны) в 2 раза тяжелее нейтронов. Поэтому число столкновений с дейтронами, которое должен в среднем испытать быстрый нейтрон, чтобы скорость его уменьшилась до тепловой, составляет в среднем 25, а не 18, как у обычного водорода. Некоторое увеличение числа необходимых столкновений с лихвой компенсируется тем, что дейтроны совсем не поглощают нейтронов.

Несколько хуже по своим замедляющим свойствам бериллий и графит (углерод). Но так как тяжелая вода является сравнительно дорогим продуктом, чаще всего в качестве замедлителя применяют хорошо очищенный графит — значительно более доступный и дешевый материал.

Имеется второй способ осуществления цепной реакции без взрыва, основанный на искусственном увеличении в уране процентного содержания легкого изотопа — урана 235, то есть в применении так называемого обогащенного урана. В обогащенном уране нейтроны чаще сталкиваются с ядрами урана 235 и производят их деление с испусканием новых нейтронов. Поэтому, если взять кусок обогащенного урана достаточной величины, то число возникающих нейтронов будет столь велико, что, несмотря на потерю части их вследствие поглощения ядрами урана 238 и утечки за пределы куска, коэффициент размножения K будет равен единице. Масса и размеры такого куска называются соответственно критическими. Чем больше степень обогащения, то есть процент содержания урана 235, тем меньше при прочих равных условиях критические размеры и масса.

Используемое в атомной бомбе ядерное ВВ представляет собой максимально обогащенный уран, содержащий изотоп 235 в количестве более 90%. В установках для получения ядерной энергии в промышленных целях столь высокая степень обогащения не требуется.

Осуществление цепной реакции без взрыва возможно также путем применения обоих рассмотренных нами способов, то есть с одновременным использованием замедлителя нейтронов и обогащенного урана.

Цепная реакция без взрыва называется управляемой, или контролируемой, так как скорость (мощность) ее можно регулировать. Для этого применяют так называемые управляющие (регулирующие) стержни, содержащие вещества, хорошо поглощающие нейтроны (кадмий, бор и др.). Вдвигая или выдвигая такие стержни внутрь объема, занятого ураном с замедлителем, можно изменять число нейтронов, производящих деления, и тем самым изменять коэффициент размножения K. Изменяя величину K, получаем возможность управлять скоростью цепной реакции и, следовательно, регулировать ее мощность.

Тут же необходимо заметить, что возможность управления цепной реакцией в уране обусловлена исключительно наличием в нем запаздывающих нейтронов. Без этих нейтронов, если бы реакция шла на одних мгновенных нейтронах, регулирование скорости реакции было бы невозможно. Действительно, от момента вылета мгновенного нейтрона до поглощения его каким-либо ядром проходит всего 0,001 сек. Поэтому при K>1 цепная реакция на мгновенных нейтронах развивается столь стремительно, что невозможно обычными техническими средствами «успеть» за ней. Наличие запаздывающих нейтронов, вылетающих с задержкой до 80 сек., делает возможным управление реакцией при значениях коэффициента размножения K, близких к единице.

Такое устройство, в котором осуществляется управляемая цепная реакция, называется ядерным, или атомным, реактором.

В настоящее время наиболее распространены уран-графитовые реакторы, в которых природный уран является ядерным горючим, а графит — замедлителем. Принципиальная схема такого реактора дана на рис. 41. В средней части реактора внутри большого остова из графита 1 расположены стержни 2 из природного урана, покрытого алюминиевой оболочкой. Диаметр урановых стержней рассчитывается так, чтобы нейтроны, возникающие при делении, не испытывали много столкновений в уране, а быстро выходили в замедлитель. Иначе уран 238 может поглотить много нейтронов. Замедляясь в графите, быстрый нейтрон становится тепловым и после ряда столкновений с ядрами замедлителя и тяжелого изотопа урана 238 встретится в конце концов в каком-нибудь урановом стержне с ядром урана 235 и произведет его деление. При этом вновь появятся быстрые нейтроны, чем и поддерживается цепная реакция.

Графит с урановыми стержнями образуют активную зону реактора, которая окружается отражателем 3, то есть веществом, отражающим нейтроны, движущиеся наружу, обратно в активную зону, и тем самым уменьшающим необходимые для развития цепной реакции критические размеры реактора. Отражение нейтронов — сложный процесс, в котором используются такие же упругие столкновения нейтронов с ядрами отражателя, которые происходят в замедлителе. Поэтому в качестве отражателя нейтронов может быть использован тот же графит (углерод).

После ряда столкновений с ядрами углерода небольшая часть нейтронов вернется обратно в активную зону реактора и примет участие в цепной реакции. Значительная же часть нейтронов все же выходит наружу. Поэтому реактор окружается так называемой биологической защитой, чаще всего бетонной стенкой 4, предохраняющей обслуживающий персонал от вредного действия нейтронного и радиоактивного излучения. Толщина бетона бывает разной в зависимости от мощности реактора и иногда доходит до 3 м и более.

В любом куске урана, а следовательно, и в уран-графитовом реакторе, независимо от того, идет ли в нем цепная реакция или нет, непрерывно выделяется ядерная энергия. Это происходит за счет самопроизвольного деления ядер урана.

Выше уже говорилось о том, что в 1 кг урана за 1 секунду происходит в среднем около 6–7 делений. Принимая во внимание это число и учитывая, что в каждом делении освобождается в виде тепла около 160 Мэв ядерной энергии, можно подсчитать, мощность выделяемой за счет самопроизвольного деления энергии. Это будет начальная мощность реактора. Для реактора, в который загружено около 1 т природного урана, начальная мощность составляет менее 10^-10 квт. Это, конечно, ничтожная мощность, но ее вполне достаточно для начала цепной реакции.

Количество загружаемого в реактор урана должно превышать критическую массу. Одной из причин этого является необходимость получить коэффициент размножения больше единицы, так как только при этом условии возможно увеличить количество нейтронов, а следовательно, и число делений в 1 секунду до значения, обеспечивающего работу реактора с заданной мощностью. Чтобы цепная реакция не началась преждевременно, загрузка урана производится при полностью введенных управляющих стержнях 8, изготовленных из металлического кадмия или бористой стали. Поглощение нейтронов стержнями при таком их положении приводит к уменьшению коэффициента размножения (K<1) и препятствует началу цепной реакции.

При пуске реактора стержни следует выдвинуть из активной зоны настолько, чтобы коэффициент размножения нейтронов стал немного больше единицы. Тогда количество нейтронов и число делений, вызываемых ими, станет возрастать. Соответственно будет увеличиваться и мощность выделяемой энергии. При коэффициенте размножения K=1,005 мощность реактора увеличится в 2,7 раза примерно через 10 сек., в 7,3 раза через 20 сек. и т. д. В первые минуты мощность растет медленно, а в последующем все быстрее и быстрее, как это показано на рис. 42.

Когда мощность достигнет заданной величины, необходимо, несколько опустив управляющие стержни, уменьшить коэффициент размножения и сделать его равным единице; тогда реактор станет работать с постоянной мощностью.

По мере работы реактора в урановых стержнях будет «выгорать» уран 235 и накапливаться плутоний 239. Это обстоятельство, а также поглощение нейтронов «осколками» деления, накапливающимися в стержнях, приводит к постепенному уменьшению коэффициента размножения K. Для устойчивой работы реактора нужно компенсировать это уменьшение K, выдвигая постепенно управляющие стержни из активной зоны.

Управление работой ядерного реактора производится управляющими стержнями 8 автоматически. Контроль за работой осуществляется с помощью особой ионизационной камеры 9, снабженной соответствующим усилителем 10. Когда в реакторе образуется нейтронов больше, чем нужно, и реакция ускоряется, камера сама включает электромоторы 11, которые вдвигают управляющие стержни. Реакция начинает идти медленнее. Если реакция протекает медленнее, чем нужно, стержни автоматически выдвигаются.

Время от времени уран из реактора удаляется, и из него выделяется накопившийся там плутоний 239, который может быть использован для цепной реакции взрывного типа. Остановка реактора, необходимая для этого, осуществляется с помощью тех же управляющих стержней, путем их полного введения внутрь реактора, или дополнительных таких же стержней, специально предназначенных для этой цели (аварийных, или стоп-стержней).

Так как во время работы реактора в нем выделяется огромное количество ядерной энергии, превращающейся в теплоту, то для того, чтобы реактор не расплавился, выделяющееся тепло необходимо отводить наружу в теплообменник или нагреватель.

Для вывода тепла из реактора можно применять воду при высоком давлении, прогоняя ее насосом 7 (рис. 41) по специальным каналам, или какой-либо газ (гелий, углекислый газ и т. п.), или расплавленный металл (калий, натрий, свинец и т. д.). Вещества, которые непрерывно циркулируют через реактор и отводят выделяющееся там тепло в теплообменник, называются теплоносителями. Теплоноситель не должен поглощать нейтроны, движущиеся в активной зоне реактора, должен быть химически устойчивым при температурах, господствующих в реакторе. Выбор теплоносителя определяется еще и тем, какую температуру требуется получить в теплообменнике.

Применение для отвода тепла газов или расплавленных металлов позволяет получать в теплообменнике более высокую температуру. Чем выше температура в теплообменнике, тем больше будет коэффициент полезного действия установки, использующей тепло реактора. Современные реакторы работают при температуре 250–600 градусов.

Ядерные реакторы, содержащие ядерное горючее в виде отдельных стержней или блоков, получили название гетерогенных реакторов. Существуют и так называемые гомогенные реакторы, в которых ядерное горючее равномерно смешано с замедлителем. Это может быть сплав, раствор или простая механическая смесь расщепляющегося материала или какого-либо его соединения с тем или иным замедлителем.

Гомогенные реакторы по конструкции и эксплуатации в некоторых отношениях значительно проще гетерогенных. Так, например, в случае жидкой гомогенной системы отпадает необходимость в особом теплоносителе, ибо в этом случае теплоносителем может служить сама смесь горючего и замедлителя, прогоняемая насосом 1 через реактор 2 и теплообменник 3 (рис. 43). Упрощается и управление реактором. Последнее может быть осуществлено путем автоматической добавки или отнятия некоторой части смеси. Однако ядерное горючее для гомогенных реакторов должно быть обязательно обогащенным, за исключением того случая, когда в качестве замедлителя применяется тяжелая вода.

В зависимости от назначения реакторы можно разделить на несколько групп:

1. Исследовательские реакторы, предназначенные для научных физических и технических исследований.

2. Энергетические реакторы, предназначенные для производства атомной (ядерной) энергии и превращения ее в другие виды энергии.

3. Воспроизводящие реакторы или реакторы-преобразователи. В таких реакторах помимо получения атомной энергии, производится плутоний 239, который в отношении деления нейтронами обладает такими же свойствами, как и уран 235, и потому может служить в качестве ядерного горючего. Воспроизводящие реакторы рассчитываются так, чтобы количество производимого плутония покрывало частично расход урана 235.

4. Размножающие реакторы, предназначенные для производства искусственного ядерного горючего (плутония 239 или урана 233).

Если в качестве горючего для реактора взять уран, в достаточной степени обогащенный изотопом 235, то в процессе работы реактора количество образующегося плутония может превзойти количество расходуемого урана 235. Таким образом, общее количество делящегося (расщепляющегося) материала в таком реакторе будет увеличиваться. Подобным образом и работают размножающие реакторы. Потери и бесполезное поглощение нейтронов в этих реакторах сведены к минимуму.

В зависимости от скорости нейтронов, используемых для цепной реакции, различают реакторы на быстрых нейтронах, реакторы на медленных (тепловых) нейтронах и, наконец, реакторы на промежуточных или средних нейтронах.

В качестве ядерного горючего во всех реакторах применяется уран, чаще всего обогащенный легким изотопом — ураном 235.

В качестве конструкционных материалов при сооружении реакторов применяются в основном алюминий, цирконий, их сплавы и нержавеющие стали.

В задачу этой книжки не входит подробное рассмотрение техники получения атомной энергии. Однако в целях лучшего уяснения тех физических принципов, на основе которых работают ядерные реакторы и которые изложены выше, расскажем кратко о некоторых советских реакторах[9].

Теоретическое и экспериментальное исследование цепной реакции в нашей стране было начато еще до Великой Отечественной войны. Были выяснены характерные особенности этого процесса, разработана теория деления ядер урана (Я. И. Френкель), открыто и изучено самопроизвольное деление этих ядер (Г. Н. Флёров и К. А. Петржак). Тогда же была разработана теория развития процесса во времени, найдены величины, от которых зависит коэффициент размножения системы с ураном и т. п. Работа продолжалась и в военное время.

Весьма разнообразные и многочисленные исследования были проведены перед постройкой первого советского ядерного реактора, явившегося также и первым реактором в Европе. Это был уран-графитовый реактор, остов которого был выложен из графитовых кирпичей размером 10×10×60 см³. Активная зона его имела форму шара радиусом около 3 м. Отражателем нейтронов служил слой графита толщиной около 80 см, выложенный из тех же графитовых кирпичей. Кладка велась последовательно слоями в один кирпич.

В специальные вертикальные отверстия помещались стержни из металлического кадмия, предназначенные для управления реактором. Блоки из природного урана диаметром 3–4 см вкладывались также в вертикальные отверстия, высверленные в графитовых кирпичах активной зоны. После выкладки 54 слоя и извлечения управляющих стержней в реакторе началась цепная реакция, подтвердившая расчеты советских ученых.

Всего в реактор было загружено около 45 т природного урана и несколько сот тонн графита. В реакторе не был предусмотрен специальный теплоноситель, но за счет большой теплоемкости самой системы кратковременно удавалось поднимать мощность реактора до нескольких тысяч киловатт.

Пуск первого ядерного реактора имел фундаментальное значение для советской науки. Была доказана возможность осуществления цепной реакции с природным ураном и графитовым замедлителем. Опытные данные, полученные при работе с этим реактором, позволили уточнить теоретические расчеты и перейти к постройке других более совершенных реакторов.

Одним из таких реакторов явился реактор РФТ, специально предназначенный для экспериментальных физических и технических исследований. Введенный в эксплуатацию в апреле 1952 г., он безотказно работает и в настоящее время. Это — гетерогенный реактор на обогащенном металлическом уране с 15-процентным содержанием легкого изотопа 235; тепловая мощность его 10 тыс. квт.

Урановые блоки или стержни, называемые обычно тепловыделяющими элементами, выполнены в виде труб с внутренней и внешней оболочками из алюминиевого сплава (рис. 44, а). Тепловыделяющие элементы в свою очередь вставлены в широкие алюминиевые трубы. В собранном виде такая система (рис. 44, б) представляет собой рабочий канал ядерного реактора. Замедлителем служит графит и вода, которая циркулирует в рабочих каналах.

В процессе работы реактора выделяется энергия. Поэтому рабочие каналы нагреваются. Охлаждение производится с помощью дистиллированной воды, прогоняемой насосами через рабочие каналы и каналы охлаждения отражателя. Нагретая вода охлаждается в теплообменниках речной водой. В рабочий канал дистиллированная вода входит сверху, течет по кольцевому зазору между трубой канала и внешней поверхностью тепловыделяющего элемента и поднимается вверх по центральному каналу. Такое обтекание водой тепловыделяющего элемента обеспечивает хороший отвод тепла.

Для защиты обслуживающего персонала от вредного действия нейтронного и радиоактивного излучений реактор окружен со всех сторон биологической защитой. Она состоит из железного корпуса толщиной 2,5 см, окруженного бетонной стеной толщиной 3,2 м. Для защиты верхней части реактора имеется дополнительный слой графита толщиной 1,5 м и слой свинца 0,4 м. Кроме того, сверху реактор закрыт чугунной плитой толщиной 20 см.

Управление реактором производится целой системой поглощающих стержней, приводимых в движение ручным и автоматическим способом. Сигналы для автоматического передвижения стержней поступают от ионизационных камер. Для экстренного выключения реактора служат два аварийных кадмиевых стержня, расположенных в боковом отражателе. Стержни опускаются в крайнее нижнее положение за 0,4 секунды, надежно защищая реактор в случае каких-нибудь неисправностей в системе охлаждения и при выключении электрического тока.

Ядерный реактор РФТ сыграл важную роль в развитии советского реакторостроения.

Большой опыт по проектированию, постройке и эксплуатации ядерных реакторов, а также обширные исследования, выполненные на реакторе РФТ, послужили основой для создания ядерного реактора первой в мире атомной электростанции СССР. Это — первый энергетический реактор. По принципу своего действия он принадлежит к типу гетерогенных реакторов, работающих на тепловых нейтронах с замедлителем из графита. Тепловая мощность реактора, вертикальный разрез которого приведен на рис. 45, составляет 30 тыс. квт.

Конструктивную основу (остов) реактора составляет цилиндрическая графитовая кладка, центральная часть которой диаметром 1,5 м и высотой 1,7 м является активной зоной. Эта зона показана на рис. 45. Остальная часть графитовой кладки, окружающая активную зону со всех сторон, является отражателем нейтронов. Кладка заключена в стальной кожух, приваренный к нижней стальной плите. Сверху кладка закрыта массивной чугунной плитой. Кожух вместе с нижней и верхней плитами образует герметически закрытый объем, который во избежание выгорания графита заполняется при работе реактора инертным газом (гелием или азотом).

Биологическая защита обеспечивается: сбоку — слоем воды в 1 м и бетонной стенкой толщиной 3 м, сверху — совместно верхней частью графитовой кладки, чугунной плитой и защитным чугунным перекрытием. Вся конструкция размещается в шахте, так что его верхнее чугунное перекрытие находится на уровне пола. Фотография реактора сверху приведена на рис. 46. Видна верхняя защитная плита и сервомоторы стержней аварийной защиты и подводящие к ним кабели.

В графитовой кладке имеется 157 вертикальных отверстий, из которых 128 заняты урановыми стержнями (рабочими каналами), а остальные 29 предназначены для управляющих стержней и вспомогательных целей. Тепловыделяющие элементы имеют трубчатую конструкцию и сходны с аналогичными элементами реактора РФТ. Горючим служит обогащенный уран, содержащий 5% изотопа 235. Общее количество загружаемого урана составляет 550 кг, в котором содержится 27,5 кг изотопа 235. Каждые сутки в реакторе «сгорает» всего около 30 г урана 235.

Количество урана достигает критической массы с введением 60 уранового стержня. Это значит, что для начала работы реактора достаточно было бы 60 стержней, а их имеется 128. Добавочные 68 стержней необходимы по двум причинам. Во-первых, уран 235 со временем «выгорает», и поэтому излишек его в начале требуется для обеспечения последующей длительной работы реактора. Тепловая мощность в 30 тыс. квт обеспечивается в течение 100 дней приблизительно 120 стержнями. Во-вторых, добавочные стержни необходимы потому, что по мере работы реактора в тепловыделяющих элементах накапливаются продукты деления урана 235 («осколки»), многие из которых чрезвычайно сильно поглощают нейтроны. Эти «осколки» являются как бы «золой» или «шлаком» от сжигания ядерного горючего, которая «зашлаковывает» реактор, уменьшая количество нейтронов. Особенно вредными являются «осколки» — ядра атомов ксенона и самария, которые жадно поглощают нейтроны. В обычной топке шлак мешает сжигать уголь, и его время от времени выгребают. В ядерном реакторе удалять шлаки (продукты деления) во время работы реактора невозможно. Приходится поэтому увеличивать количество ядерного горючего и, следовательно, число возникающих в нем нейтронов с тем, чтобы компенсировать потери нейтронов в шлаках.

Теплоносителем, отводящим тепло из реактора в теплообменники (парогенераторы), служит дистиллированная вода, омывающая тепловыделяющие элементы при давлении 100 атмосфер. При столь высоком давлении вода может кипеть при температуре 309° Ц. Закипание воды в каком-либо канале привело бы к резкому уменьшению отдачи тепла, а следовательно, к перегреву и возможному разрушению тепловыделяющего элемента. Поэтому воду нагревают в реакторе только до 260–270°, не давая ей кипеть. Вода подводится к каждому рабочему каналу от коллектора из соседнего с реактором помещения. Отвод воды из рабочих каналов осуществляется к коллектору, расположенному над реактором.

Необходимость применения в качестве теплоносителя дистиллированной воды обусловлена тем, что, пройдя через реактор, вода становится радиоактивной. Сама-то вода быстро теряет свою активность, излучая гамма-лучи, а вот примеси, содержащиеся в ней, остаются радиоактивными длительное время. Чтобы уменьшить эту радиоактивность, обычную речную воду подвергают двойной перегонке (дистилляции), вследствие чего содержание примесей уменьшается в 100–200 раз. Кроме того, дистиллированная вода не откладывает в реакторе накипь.

В парогенераторах вода, поступающая из реактора, охлаждается до 190° и возвращается обратно. Таким образом, вода циркулирует по замкнутому контуру; все элементы этого контура окружены специальной защитой от радиоактивного излучения воды.

Управление работой реактора производится с помощью поглощающих стержней из карбида бора. Всего имеется 24 управляющих (регулирующих) стержня, которые по их назначению делятся на три группы. Первую группу из 18 стержней составляют компенсационные стержни. Количество урана, загружаемого в реактор, превышает, как мы знаем, критическую массу. Чтобы излишек урана не принимал участия в цепной реакции, и вводятся компенсационные стержни, которые поглощают избыточные нейтроны и поддерживают коэффициент размножения нейтронов, равным единице. По мере выгорания урана и накапливания «шлаков» эти стержни постепенно выдвигаются из активной зоны реактора.

Вторую группу составляют 4 стержня, служащие для автоматического поддержания мощности реактора на заданном уровне (стержни автоматического регулирования). Два стержня, предназначенные для экстренной остановки реактора (стержни аварийной защиты), составляют третью группу управляющих стержней.

Контроль мощности реактора осуществляется с помощью 12 ионизационных камер, расположенных вблизи от активной зоны и связанных с механизмами, передвигающими управляющие стержни.

По положению компенсирующих стержней можно судить о том, сколько выгорело горючего и как много накопилось в реакторе «шлаков». После того как все компенсирующие стержни будут извлечены полностью, цепная реакция не может дальше поддерживаться. Значит, чтобы реактор мог работать непрерывно, нужно по истечении некоторого времени заменять выгоревшие стержни новыми. За то, что выгоревшие стержни обладают большой радиоактивностью, обязанной «осколкам» деления, их называют «горячими», хотя температура их не превышает обычно 50°. Активность одного «горячего» стержня составляет примерно 10 тыс. кюри. Извлечение «горячих» стержней производится с помощью подъемного крана, управляемого дистанционно из специального помещения, защищенного от радиоактивного излучения. Вынутый из реактора стержень опускается через специальный люк в полу в бассейн с водой, где он в течение года «остывает». После годичной выдержки эти стержни отправляются на завод, где химическим путем уран отделяется от «шлаков» и снова идет в реактор. На рис. 47 приведена фотография уголка зала реактора первой атомной электростанции СССР. На переднем плане видны люки, в которые опущены отработавшие стержни. На заднем плане видны висящие запасные стержни. В них находится полугодовой запас урана, содержащий около 5,5 кг изотопа 235. Для сравнения укажем, что полугодовой запас каменного угля для работы силовой установки такой же мощности, как и описываемый реактор, составил бы более 20 тыс. т.

Расскажем еще об одном реакторе, предназначенном для физических исследований как на самом реакторе, так и на выведенных из него пучках нейтронов. Это — опытный физический реактор с тяжелой водой Академии наук СССР, введенный в строй в апреле 1949 г. (рис. 48).

Реакторы с тяжелой водой имеют ряд особенностей по сравнению с графитовыми реакторами, а именно: сравнительно малый размер системы и высокое значение коэффициента размножения, сравнительно малое число столкновений, необходимых для замедления нейтронов, и другие. Жидкий замедлитель позволяет осуществить быстрое изменение расположения урановых блоков в реакторе, а также проводить опыты со стержнями различной толщины.

Реактор состоит из цилиндрического алюминиевого резервуара диаметром 1,75 м и высотой около 2 м, залитого тяжелой водой. Дно резервуара, слегка коническое, лежит на графитовой кладке толщиной 100 см. Расположенный сбоку, графитовый отражатель также имеет толщину 100 см. Графитовая кладка окружена внешним стальным корпусом, в котором обычно поддерживается вакуум. В резервуар опущены урановые стержни длиной 160 см. Диаметр урановых стержней в разных исследованиях менялся от 2,2 до 2,8 см. Изменялось также и число урановых стержней (от 86 до 292). Отвод тепла в реакторе осуществляется за счет циркуляции тяжелой воды. Таким образом, тяжелая вода в этом реакторе служит и замедлителем и теплоносителем. Скорость циркуляции воды невелика, и поэтому максимальная длительно снимаемая мощность ядерного реактора равна 600 квт, обычная мощность находится в пределах 350–500 квт. Над тяжелой водой непрерывно протекает гелий, который уносит с собой выделяющуюся за счет разложения тяжелой воды гремучую смесь.

Боковая защита от излучения реактора бетонная толщиной 2,5 м. В ней имеется ряд каналов для облучения и вывода пучков нейтронов. Сверху реактора свинцовая защитная крышка.

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

На Международной конференции по мирному использованию атомной энергии в Женеве советские ученые рассказали об экспериментальном ядерном реакторе на обыкновенной воде. Обыкновенная вода используется здесь в качестве замедлителя, теплоносителя и отражателя. Горючим служит обогащенный уран, содержащий 10% изотопа 235. Такой реактор сравнительно невелик по размерам и прост по конструкции.

К сожалению, и этот простой и компактный реактор требует мощной биологической защиты. Обязательное наличие у ядерного реактора массивной защиты от излучений является одним из серьезных недостатков ядерной энергии, затрудняющим ее применение в промышленности, на транспорте и в быту.

Несмотря на то, что реакторостроение существует короткое время, уже создано много типов реакторов. Советские ученые успешно работают над их совершенствованием и над созданием новых типов реакторов. Ряд новых идей и проектов были выдвинуты в 1955 г. нашими учеными в докладах на Международной конференции в Женеве. По плану шестой пятилетки намечено построить до 10 разных типов реакторов. Будут построены реакторы на медленных, быстрых и промежуточных нейтронах с замедлителями из графита, бериллия, тяжелой и обыкновенной воды, с газовым, водяным и жидкометаллическим охлаждением. Будет построен мощный ядерный реактор с использованием тория.

Работу по ядерным реакторам советские ученые ведут совместно с учеными и инженерами стран социалистического лагеря, которые с участием Советского Союза создают у себя реакторы для научных целей. Реакторы некоторых типов поставляются Советским Союзом ряду стран в порядке научно-технической помощи.