Андрей Несмеянов - Радиоактивные изотопы и их применение

Ядерный реактор представляет собою установку для осуществления цепной реакции деления ядер. Деление ядер может осуществляться под действием медленных и быстрых нейтронов. Быстрые нейтроны образуются непосредственно при делении ядер.

В результате их замедления получаются медленные нейтроны. В процессе замедления также образуются нейтроны, имеющие скорости промежуточные между быстрыми и медленными. В связи с этим различают три типа ядерных реакторов. Реакторы на медленных, на быстрых и на промежуточных нейтронах.

Ядерный реактор на медленных нейтронах состоит из следующих основных частей: активной зоны, отражателя нейтронов и защитного экрана. Сквозь активную зону проходит теплоноситель, который охлаждает активную зону и переносит тепло во вне реактора. Активная зона реактора представляет собою ту или иную конструкцию, в которой размещены замедлитель и тепловыделяющие элементы, содержащие делящийся материал.

В качестве делящегося материала (ядерного горючего) могут быть использованы уран 235, плутоний 239 и уран 233.

Для замедления нейтронов могут применяться обыкновенная и тяжелая вода (вода, содержащая вместо обычного водорода его изотоп дейтерий), графит и окись бериллия.

Для отражателя нейтронов обычно применяют те же материалы, которые употребляют для замедления.

В качестве теплоносителя, охлаждающего активную зону реактора, используют наряду с обычной водой тяжелую воду, расплавленные металлы (натрий и калий) и газы (гелий). Материалы, употребляемые для замедления и отражения нейтронов, а также в качестве теплоносителя должны поглощать как можно меньше нейтронов. В этом отношении тяжелая вода имеет большие преимущества, однако она очень дорога в производстве.

Защитный экран обычно делается из бетона и воды, которые в больших слоях достаточно хорошо поглощают нейтроны и гамма-лучи.

На рис. 11 схематически изображено устройство ядерного реактора на медленных нейтронах (поперечный разрез через активную зону реактора).

Опишем в качестве примера ядерный реактор, установленный на первой атомной электростанции в СССР.

Реактор состоит из герметического цилиндрического стального кожуха, заполненного графитовой кладкой. Внутри кожуха в промежутках находится газ — гелий, который препятствует выгоранию графита во время работы реактора. Центральная часть графитовой кладки имеет 128 рабочих каналов, каждый из которых представляет собою длинный графитовый цилиндр, пронизанный тонкостенными стальными трубками, по оси которого в центре расположены урановые стержни, заключенные в стальной кожух. По стальным трубкам пропускается вода, отбирающая тепло, которое выделяется при делении урана. Урановые стержни образуют активную зону реактора размером 1,5×1,7 метра, окруженную со всех сторон графитом. Всего в реакторе находится 550 килограммов чистого металлического урана, в котором содержание урана 235 обогащением доведено до 5%.

Стальной кожух реактора стоит на бетонном основании и для защиты персонала станции от излучения окружен слоем воды толщиной в 1 метр и бетонной стеной толщиной, равной 3 метрам.

В реакторе ежесекундно происходит деление 9∙10 18атомов урана 235, т. е. в сутки расходуется приблизительно 30 граммов урана 235. Деление каждого ядра атома урана сопровождается выделением 200 миллионов электрон-вольт энергии. Эта энергия внутри ядерного реактора в результате торможения «осколков» превращается в тепло. В итоге ежесекундно в реакторе выделяется 7 миллионов калорий тепла.

Вода, двигающаяся по трубкам вдоль урановых стержней, нагревается за счет этого тепла и уносит выделяющееся тепло из реактора, охлаждая тем самым его активную зону. Охлаждающая реактор вода находится под давлением 100 атмосфер. Благодаря этому она может нагреваться до высокой температуры. В реакторе атомной электростанции она нагревается до 270°. Вода, охлаждающая активную зону реактора вследствие взаимодействия водорода с нейтронами, становится радиоактивной, и поэтому ее заставляют двигаться по замкнутому кольцу. По выходе из реактора ее направляют в теплообменник, где она отдает свое тепло воде вторичного контура (кольца), превращая ее в пар и охлаждаясь до 190°. Далее она с помощью насосов снова направляется в реактор. Вода вторичного контура не радиоактивна. Пар, образующийся в парогенераторе, приводит в движение паровую турбину электростанции. На рис. 12 приведена принципиальная схема атомной электростанции. Полезная мощность первой атомной электростанции в СССР составляет 5000 киловатт, а тепловая — 30 000 квт. Следовательно, 16,5% тепла, выделяющегося при делении урана, превращается в энергию электрического тока; коэффициент полезного действия станции равен 16,5%.