Чтение онлайн

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).

Рис. 30. Реактор на тяжелой воде Академии наук СССР

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.

Рис. 31. Верхняя часть реактора на тяжелой воде

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.

Рис. 32. Реактор на простой воде Академии наук СССР:

1 — алюминиевый бак с простой водой; 2 — активная зона реактора

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.

Рис. 33. Свечение активной зоны в реакторе. (Снято сверху через толстый слой воды)

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.

Рис. 34. Схема кипящего гомогенного реактора академика Алиханова:

1 — реактор; 2 — подъемная труба; 3 — разделитель; 4 — устройство для очистки газа; 5 — инжектор; 6 — камера сжигания; 7 — опускная труба; 8 — теплообменник; 9 — гидравлический затвор; 10 — пусковой котел

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.