Чтение онлайн

Как мы уже видели на примере реактора РФТ при работе с обогащенным ураном, вода может быть использована в качестве теплоносителя более эффективно. В этом случае слой охлаждающей воды может быть значительно толще. Потеря нейтронов в воде не имеет здесь решающего значения. Вода является здесь также и замедлителем нейтронов. При конструировании таких реакторов это учитывается, и количество другого замедлителя, например графита, в этих реакторах берется меньше обычного.

Необходимо учесть, что вода, проходя через ядерный реактор, вследствие захвата нейтронов кислородом и различными примесями становится радиоактивной. Перед спуском ее в водную систему она должна три — четыре недели находиться в отстойнике. За это время ее радиоактивность становится ничтожно малой.

Для того чтобы уменьшить поглощение нейтронов и избежать засорения охлаждающих каналов, обычно используют дистиллированную воду.

Очень выгодно применять в качестве теплоносителя некоторые расплавленные металлы (рис. 48), слабо поглощающие нейтроны. Для тепловых нейтронов таким металлом является висмут. Расплавленный металл можно перекачивать в трубах через зазоры между урановыми блоками и алюминиевыми трубами, как воду. Поскольку поглощение нейтронов в висмуте в сотни раз меньше, чем в воде, зазоры могут быть значительно шире. Такой теплоноситель позволяет получать температуру порядка 500–600 градусов, что дает возможность построить энергетическую установку с большим коэффициентом полезного действия.

Рис. 48. Отвод тепла от ядерного реактора с помощью расплавленного металла. Урановые блоки омываются расплавленными металлами, которые отбирают энергию от реактора и передают ее вторичному теплоносителю (воде) в теплообменнике

Нейтральный, не участвующий в цепном процессе теплоноситель может быть использован также для отвода тепла из центральной части размножающего реактора. Расплавленный металл попадает в теплообменник, например в паровой котел, где отдает свое тепло вторичному теплоносителю (воде). Вторичный теплоноситель уже не обладает радиоактивностью.

Для отвода тепла от реактора могут применяться свинец, висмут, натрий и калий.

В качестве теплоносителя может быть использован и замедлитель, как это сделано, например, в описанном раньше советском ядерном реакторе на тяжелой воде.

В ядерном реакторе Zoe, построенном известным французским физиком Фредериком Жолио-Кюри (рис. 49), охлаждение урановых стержней тоже производится тяжелой водой, которая служит одновременно и замедлителем. Тяжелая вода перекачивается с помощью насоса через алюминиевый бак, в который опущены урановые металлические стержни. Омывая урановые стержни, она отбирает от них тепло, нагревается и попадает в теплообменник, где охлаждается простой водой.

Рис. 49. Ядерный реактор Жолио-Кюри

Очень эффективно может быть использована тяжелая вода в качестве теплоносителя в гомогенных реакторах типа «водяной котел». Такой ядерный реактор (рис. 50) представляет собой котел, заполненный раствором урановых солей в тяжелой воде. Когда коэффициент размножения нейтронов достигнет значений несколько выше единицы, в котле развивается цепной процесс, скорость которого регулируется кадмиевым стержнем. Почти вся выделяемая мощность здесь расходуется на нагревание воды. Это по существу паровой котел, непосредственно использующий атомную энергию. Температура тяжелой воды, а следовательно, и давление паров в таком котле определяются прочностью бака и трубопроводов. Пар, получающийся в таком ядерном реакторе, обладает большой радиоактивностью, но, применяя защиту и антикоррозийные покрытия, его можно использовать в паровой турбине. Проще, однако, получить вторичный пар в специальном теплообменнике: этот вторичный пар уже нерадиоактивен. Ядерные реакторы с тяжелой водой обладают очень большим отрицательным температурным коэффициентом. Это значит, что при увеличении температуры реактивность реактора или коэффициент размножения нейтронов падает. Очень часто температура реактора с тяжелой водой и природным ураном не может подняться выше 90–120 градусов. Такой котел совершенно безопасен в эксплуатации, но не имеет промышленного значения, так как его пар обладает слишком малым давлением.

Рис. 50. Схема работы ядерного реактора типа «водяной котел». Это по существу паровой котел, непосредственно использующий атомную энергию

Очевидно, что для промышленного использования «водяные котлы» надо строить с обогащенным ураном.

Как уже говорилось, можно изготовить совсем маленький реактор — «водяной кипятильник», применяя обогащенное ядерное горючее и простую воду. Сейчас существуют ядерные реакторы, состоящие из 800–900 граммов урана235 (в виде урановой соли) и 12–15 литров простой воды. В них простая вода является и замедлителем и теплоносителем. Потеря тепловых нейтронов при их поглощении водородом воды восполняется высокой реактивностью системы, работающей на почти чистом расщепляющемся материале — уране235. Такой маленький реактор может дать достаточную мощность для вращения небольшой турбины.

Пожалуй, наиболее перспективным является использование в качестве теплоносителя жидкого ядерного горючего. Применение, например, жидкой смеси урана235 с каким-либо другим веществом (разбавителем) устраняет ряд трудностей, возникающих при работе ядерного реактора. Так как энергия деления урана переходит в тепло во всей массе ядерного горючего, то устраняются потери, которые сопровождают передачу тепла постороннему теплоносителю. Горючая смесь, проходя по трубам теплообменника (парового котла), отдает это тепло вторичному теплоносителю, например воде или пару.

Цепной процесс может осуществляться только в шаровой камере, так как только в ней ядерное горючее имеет вес, близкий к критическому (рис. 51). Для того чтобы довести коэффициент размножения до значений, превышающих единицу, надо уменьшить выход нейтронов через шаровую поверхность. Поэтому активную зону реактора окружают слоем отражателя нейтронов. Регулировку мощности реактора можно производить, уменьшая или увеличивая выход нейтронов из шаровой камеры передвижением некоторой части отражателя нейтронов. Тем самым мы будем изменять коэффициент размножения.

Рис. 51. Схема гомогенного ядерного реактора с жидким ядерным горючим. Жидкая горючая смесь циркулирует между реактором и теплообменником (паровым котлом). Цепной процесс идет только в шаровой камере, где горючая смесь разогревается до высокой температуры. В таком реакторе чрезвычайно облегчается непрерывная замена части ядерного горючего

Применение в качестве теплоносителя жидкой горючей смеси чрезвычайно облегчает ее замену и удаление из нее продуктов деления во время работы реактора. Можно время от времени часть ядерного горючего отбирать и направлять на обрабатывающие химические и металлургические заводы для отделения от него «осколков». Очищенное ядерное горючее с добавлением некоторого количества свежей смеси в расплавленном состоянии опять направляют в работающий ядерный реактор.

Как было указано, управление цепным процессом может производиться только за счет запаздывающих нейтронов, которые вылетают из «осколков» ядер через 60–80 секунд после деления. Если применять в качестве теплоносителя циркулирующее ядерное горючее, то часть запаздывающих нейтронов будет выделяться уже вне рабочего объема реактора; доля запаздывающих нейтронов, участвующих в цепном процессе, таким образом, уменьшается, а это затрудняет управление ядерным реактором. Однако если объем труб, насосов и теплообменника мал по сравнению с шаровой камерой, то доля запаздывающих нейтронов, выбрасываемых «осколками» вне активной зоны реактора, будет также невелика.

Запаздывающие нейтроны, выделяющиеся в теплообменнике, производят ядерные реакции, а следовательно, вызывают радиоактивность уже вторичного теплоносителя. Большая интенсивность радиоактивных излучений вторичного теплоносителя может иногда вызвать необходимость установки второго теплообменника. Теплоноситель, нагревающийся во втором теплообменнике, уже не будет радиоактивным.

Подобным же образом может быть построен гетерогенный ядерный реактор на медленных нейтронах (рис. 52). Ядерное горючее, которым является природный или обогащенный легким изотопом уран, в расплавленном виде пропускают через каналы твердого замедлителя. Тем самым в активной зоне реактора создаются условия, необходимые для осуществления цепного процесса.