Виктор Михайлов - Физические основы получения атомной энергии

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).