Ядерные реакторы

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:

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.

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.

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.

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.

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.

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.

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).

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.

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.

Тепловыделяющие элементы представляют собой цилиндры с наружным диаметром 9 миллиметров, изготовленные из урана, обогащенного до 20 процентов ураном²³⁵. Всего в реактор загружается около 35 килограммов урана.

В качестве отражателя нейтронов также применялась обыкновенная вода.

Управление реактором осуществляется четырьмя стержнями регулирования, из которых один автоматически поддерживает мощность реактора на заданном уровне. Для защиты реактора в случае аварии используются три стержня из карбида и бора. Во время работы реактора стержни аварийной защиты подняты вверх и подвешены на электромагнитах. В случае каких-либо неполадок в работе реактора цепь питания электромагнитов прерывается, и стержни свободно падают в активную зону реактора. Время падения — около полсекунды. Система аварийной защиты автоматически срабатывает: при повышении уровня мощности на 20 процентов, при уменьшении скорости протекающей в реакторе воды, а также в тех случаях, когда оператор при запуске реактора неосторожен и слишком быстро повышает мощность реактора.

В реакторе имеется приспособление для безопасной выгрузки отработанных урановых стержней. Последние в свинцовом чехле переносятся в специальное хранилище.

Этот реактор был предназначен в основном для изучения прохождения нейтронов и гамма-лучей через материалы, применяемые для защиты от излучений, для производства радиоактивных препаратов и для других физических исследований.

Во время работы реактора в активной зоне возникает свечение, вызываемое движением частиц в воде (рис. 33). Свечение особенно интенсивно вокруг урановых стержней, так как в этой области имеются нейтроны с очень большой скоростью.

Опыт постройки и работы малого реактора на обыкновенной воде позволяет создать другой аппарат мощностью в две тысячи киловатт, который по своей принципиальной схеме почти не отличается от предыдущей малой установки.

Несомненный интерес представляет разработанная академиком А. И. Алихановым и другими схема кипящего гомогенного ядерного реактора для энергетических целей. Одна из схем подобного типа представлена на рис. 34.

Сосуд 1 представляет собой ядерный реактор, состоящий из взвеси[8] чистого делящегося материала (урана²³⁵, урана²³³ или плутония²³⁹) в воде. При достижении критического объема в реакторе идет цепной процесс. Взвесь нагревается и кипит. Пар вместе с брызгами воды по подъемной трубе 2 поступает в разделительный сосуд 3. Здесь пар отделяется от воды и направляется в очистительное устройство 4. В очистительном устройстве водяной пар освобождается от примесей взвешенного в воде урана и твердых продуктов деления. Затем он поступает в инжектор 5 и в камеру, где происходит сжигание гремучего газа, образующегося в реакторе. Сжигание газа производится в паре. Вода из разделительного сосуда стекает обратно в реактор по опускной трубе 7. Циркуляция рабочей смеси происходит благодаря различной плотности двух веществ: смеси пара с водой в реакторе и в подъемной трубе 2 и жидкости в опускной трубе 7. Из камеры сжигания 6 пар поступает в теплообменник 8, где производится вторичный пар для паровой турбины. Для того чтобы производить более полное сжигание гремучего газа, инжектор 5 создает циркуляцию части пара через теплообменник и камеру сжигания. Конденсированный пар (вода) из теплообменника самотеком через гидравлический затвор 9, очистительное и разделительное устройство по трубе 7 возвращается обратно.

Пуск котла осуществляется путем постепенного введения концентрированной взвеси окиси урана (или другого расщепляющегося материала) в реактор, в котором циркулирует замедлитель. Для циркуляции замедлителя при начале работы реактора в схеме предусмотрен пусковой паровой котел 10 с электрическим нагревом. А. И. Алихановым и сотрудниками разработана также схема кипящего энергетического размножающего реактора (рис. 35).

Для воспроизводства горючего реактор 1 окружают отражателем 11, заполненным кипящей взвесью окиси тория²³² (или урана²³⁸) в воде. Пар, образующийся в отражателе, отделяется от жидкости в отделителе 12, в специальном устройстве 13 очищается от порошка окиси тория и затем присоединяется к основному пару центральной части реактора. Дальнейшая циркуляция пара такая же, как и в предыдущей установке. Конденсированный пар после теплообменника поступает в резервуар 14 и оттуда распределяется между центральной частью и отражателем реактора.

Расчеты показывают, что для таких аппаратов на одну тысячу киловатт установленной мощности (по вырабатываемой электроэнергии) потребуется совсем немного материала — от 300 до 700 граммов расщепляющегося вещества и 200–300 литров тяжелой воды. Для размножающего реактора этого типа потребуется еще около 160 килограммов тория. При большей мощности реактора относительный расход материалов значительно уменьшается.

Советские реакторы, о которых здесь шла речь, использовались исключительно для научных исследований.

Так, изучение структуры ядер и характера ядерных сил может быть проведено облучением различных веществ мощным потоком нейтронов, получаемых в реакторе. Характер взаимодействия ядер с нейтронами различных скоростей дает нам сведения об энергии связи частиц в ядре, то есть об его устойчивости. С помощью реактора проводятся исследования гамма-лучей, образующихся при поглощении нейтронов различными ядрами.

Мы уже говорили о том, что ядерные частицы, в том числе и нейтроны, при взаимодействии с атомами веществ ведут себя, как волны. Поэтому нейтронные излучения могут, подобно рентгеновским лучам, применяться для изучения структуры вещества. Эти так называемые нейтронографические исследования также производятся на мощных нейтронных пучках ядерных реакторов. На советских реакторах проводилось также облучение различных материалов с целью определения характера влияния различных излучений на свойства этих материалов. На рис. 36 приведена фотография пластинки урана до и после облучения.

Мы видим, что размеры пластинки после облучения значительно изменились. Она стала уже и длиннее, несколько изменилась и ее форма. При облучении меняется и микроструктура металлического урана. Это видно на приведенной фотографии (рис. 37), сделанной с помощью электронного микроскопа при увеличении в 15 тысяч раз.

С помощью ядерного реактора может быть проведено изучение влияния излучений на живые организмы. Наконец, необходимо указать на такое важное применение излучений ядерного реактора, как приготовление различных радиоактивных изотопов. Эти изотопы используются для различных отраслей науки, техники, сельского хозяйства и медицины.

Зарубежные ядерные реакторы. Из реакторов, построенных за рубежом, наибольшее число находится в Соединенных Штатах Америки. Мощные установки используются для получения плутония, идущего на изготовление атомного оружия, более малые — для исследовательских целей. Несомненный, правда исторический, интерес представляет первый ядерный реактор CP-1, поперечный разрез которого приведен на рис. 38.

Реактор представляет собой большой куб с основанием 9×9 метров и высотой 6 метров. Куб сложен из графитовых блоков квадратного сечения со стороной 104 миллиметра и длиной 415 миллиметров. Часть внутренних блоков имеет отверстия, в которые вставлены цилиндрические урановые блоки диаметром 56 миллиметров. Отражатель состоит также из графитовых брусков. Его толщина 300–400 миллиметров. Всего в реактор было заложено 6 тонн металлического природного урана, 40 тонн окиси урана и 385 тонн графита. Радиоактивные излучения поглощались полутораметровой бетонной стеной. Регулировка цепного процесса производилась пятью бронзовыми кадмированными стержнями. В реакторе CP-1 не был предусмотрен принудительный отвод тепла, поэтому его мощность не превышала 100–200 ватт. Общий вес реактора — 1400 тонн. Но дело, конечно, не в мощности первого американского реактора. На этом реакторе в 1942 году была осуществлена первая в мире цепная реакция.

Ядерный реактор был сооружен на теннисных кортах стадиона Чикагского университета и испытывался в присутствии выдающихся физиков К. Комптона, Э. Ферми и Э. Вигнера.

Сейчас мы считаем уже обычным то, что произошло в 1942 году на теннисном корте. По мере удаления из реактора регулирующих стержней счетчик отмечал увеличение числа нейтронов, производимых аппаратом. Количество нейтронов быстро возрастало. И наконец бешеный темп счетчика показал, что первая цепная реакция была искусственно осуществлена учеными. Это была крупная победа. Человек приступил к освоению атомной энергии.

Однако этот и последующие реакторы США не были применены для мирного использования атомной энергии. Исследования, проведенные на первом американском реакторе, позволили построить большие реакторы в Штате Колумбия (Хенфорд), где получается плутоний для изготовления атомного оружия.

Следует, пожалуй, остановиться еще на одном американском гетерогенном реакторе — реакторе типа «погруженный в воду» (рис. 39).

Он был построен в штате Теннеси (Ок-Ридж) в 1951 году. Реактор состоит из бетонного бассейна, наполненного простой водой, размером 4,3×5,5 метра и глубиной 6,7 метра. Активная зона представляет собой решетку, заполненную 12–16 стержнями из обогащенного урана. Содержание урана²³⁵ достигает 50 процентов. В каждом стержне примерно 40 граммов урана²³⁵. Цепной процесс начинается, когда масса урана²³⁵ достигает 2,4 килограмма. В качестве отражателя применен слой окиси бериллия толщиной 10 сантиметров. Активная решетка со стержнями опускается в воду на глубину 5 метров. Как видно из описания, в качестве замедлителя применяется обычная вода, с помощью которой также отводится тепло, развиваемое активной зоной. Мощность реактора 100 киловатт. Этот реактор применяется как источник нейтронов для физических исследований.

На обычной воде и обогащенном уране работает также более мощный реактор STR (рис. 40), являющийся прототипом реактора, использованного впоследствии американцами на подводной лодке «Наутилус». Он был построен в штате Айдахо (Арко) в 1953 году прямо в модели корпуса подводной лодки. Подробных данных об этом реакторе нет. Известно только, что он гетерогенный и в нем используются медленные нейтроны. Полезная мощность реактора больше 12 тысяч киловатт, и для его охлаждения применяется поток воды в количестве 500 кубических метров в час.

В США построены также гомогенные реакторы типа «водяной кипятильник». Один из таких реакторов (НУРО) приведен на рис. 41. Он предназначен для физических исследований, и его мощность не больше 6 киловатт. В сфере из нержавеющей стали помещен раствор урановой соли на обычной воде. В растворе содержится 870 граммов урана²³⁵ и 5500 граммов урана²³⁸. Цепной процесс начинается при 810 граммах урана²³⁵. В качестве отражателя применяется окись бериллия и графит. Защита от излучения изготовлена из свинца и бетона. Регулировка осуществляется с помощью кадмиевых стержней.

Несомненный интерес представляет собой американский реактор EBR — экспериментальный размножающий реактор. Он построен в штате Айдахо (Арко) на станции по испытанию реакторов. Общий вид реактора приведен на рис. 42. Реактор работает на быстрых нейтронах. Активная зона реактора имеет размер футбольного мяча и состоит из чистого урана²³⁵. Эта зона окружена толстым слоем естественного урана, который поглощает нейтроны, выходящие из активной зоны. Благодаря этому во внешнем слое образуется новое ядерное горючее — плутоний²³⁹. Отвод тепла осуществляется с помощью натриево-калиевого сплава. Жидкий сплав обтекает сначала зону воспроизводства ядерного горючего из естественного урана, а затем попадает в центральную активную зону. Мощность реактора может быть доведена до 1400 киловатт.

Исследования, проведенные на этом реакторе, показали, что коэффициент воспроизводства на экспериментальном размножающем реакторе (EBR) еще недостаточно высок и приблизительно равен единице, то есть на каждое разделившееся ядро урана²³⁵ в среднем получается одно ядро плутония²³⁹. Опыты показали, что, если улучшить конструкцию зоны, заполненной естественным ураном, так, чтобы уменьшилась бесполезная утечка нейтронов, коэффициент воспроизводства может вырасти до 1,3. В этом случае размножающий реактор уже дает возможность накапливать запасы ядерного горючего для работы других реакторов.

В Англии работают несколько реакторов, применяемых для получения радиоактивных изотопов и для физических исследований. По своей конструкции они мало отличаются от уже описанных выше.

Один из самых старых английских реакторов — реактор BEPO (рис. 43) пущен в Харуэлле в 1948 году.

В нем используются тепловые нейтроны и в качестве замедлителя применяется графит. Реактор представляет собой графитовый куб со стороною 8,5 метра. Активная зона расположена в центральной части куба и выполнена в виде цилиндра диаметром и длиной 6 метров; 900 каналов активной зоны заполнены блоками из природного урана. Всего урана в реактор загружено около 40 тонн. Вес замедлителя (графита) составляет 850 тонн. Отвод тепла производится воздухом четырьмя компрессорами общей производительностью 5400 кубометров в минуту. Регулировка цепного процесса производится стальными трубами, заполненными бором. Мощность реактора 4000 киловатт.

В 1956 году вступил в строй реактор типа «Дидо», предназначенный для проведения физических экспериментов (рис. 44).

Замедлителем и теплоносителем в реакторе является тяжелая вода, горючим — обогащенный уран. Всего урана — около 6 килограммов, в котором содержится 2,5 килограмма урана²³⁵. Активная зона реактора имеет форму цилиндра высотой 60 и диаметром 86 сантиметров. Она собрана в виде решетки из пластинчатых элементов, заполненных сплавом урана с алюминием. Эта решетка расположена в центре алюминиевого бака высотой и диаметром 2 метра. Графитовый отражатель имеет толщину 60 сантиметров. Весь реактор помещен в стальной кожух, наполненный гелием. Мощность реактора 10 тысяч киловатт.

Один из французских реакторов — реактор, построенный Жолио-Кюри, будет описан ниже. В конце 1952 года во Франции (Сакле) был построен второй французский реактор Сирано (рис. 45).

Реактор — гетерогенный, с замедлением на тяжелой воде. Активная зона представляет собой тонкостенный алюминиевый бак диаметром 2 и высотой 2,5 метра. Внутрь бака опущено 136 стержней из природного урана общим весом 3 тонны. В бак залито около 6 кубометров тяжелой воды. Графитовый отражатель имеет вес 100 тонн. Охлаждение производится азотом под давлением 10 атмосфер. Мощность реактора 1,5–2 тысячи киловатт.

Несколько реакторов, предназначенных для исследовательских целей, имеются также в ряде других стран.