Ефим Балабанов - Ядерные реакторы

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 урана 238, то есть применять в реакторе обогащенный уран с большим содержанием урана 235.

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 ураном 235. 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] Взвесь — смесь порошкообразного твердого вещества с какой-либо жидкостью или газом. чистого делящегося материала (урана 235, урана 233или плутония 239) 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.