Виктор Михайлов - Физические основы получения атомной энергии

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 теплообменникили 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 реакторыили 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).