Виктор Михайлов - Физические основы получения атомной энергии

При пуске реактора стержни следует выдвинуть из активной зоны настолько, чтобы коэффициент размножения нейтронов стал немного больше единицы. Тогда количество нейтронов и число делений, вызываемых ими, станет возрастать. Соответственно будет увеличиваться и мощность выделяемой энергии. При коэффициенте размножения K =1,005 мощность реактора увеличится в 2,7 раза примерно через 10 сек., в 7,3 раза через 20 сек. и т. д. В первые минуты мощность растет медленно, а в последующем все быстрее и быстрее, как это показано на рис. 42.

Когда мощность достигнет заданной величины, необходимо, несколько опустив управляющие стержни, уменьшить коэффициент размножения и сделать его равным единице; тогда реактор станет работать с постоянной мощностью.

По мере работы реактора в урановых стержнях будет «выгорать» уран 235 и накапливаться плутоний 239. Это обстоятельство, а также поглощение нейтронов «осколками» деления, накапливающимися в стержнях, приводит к постепенному уменьшению коэффициента размножения K . Для устойчивой работы реактора нужно компенсировать это уменьшение K , выдвигая постепенно управляющие стержни из активной зоны.

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).

Если в качестве горючего для реактора взять уран, в достаточной степени обогащенный изотопом 235, то в процессе работы реактора количество образующегося плутония может превзойти количество расходуемого урана 235. Таким образом, общее количество делящегося (расщепляющегося) материала в таком реакторе будет увеличиваться. Подобным образом и работают размножающие реакторы. Потери и бесполезное поглощение нейтронов в этих реакторах сведены к минимуму.

В зависимости от скорости нейтронов, используемых для цепной реакции, различают реакторы на быстрых нейтронах, реакторы на медленных (тепловых) нейтронахи, наконец, реакторы на промежуточныхили средних нейтронах.

В качестве ядерного горючего во всех реакторах применяется уран, чаще всего обогащенный легким изотопом — ураном 235.