Ефим Балабанов - Ядерные реакторы
- Название:Ядерные реакторы
- Автор:
- Жанр:
- Издательство:Военное Издательство Министерства обороны Союза ССР
- Год:1957
- Город:Москва
- ISBN:нет данных
- Рейтинг:
- Избранное:Добавить в избранное
-
Отзывы:
-
Ваша оценка:
Ефим Балабанов - Ядерные реакторы краткое содержание
2 0
/i/47/718747/Grinya2003.png
0
/i/47/718747/CoolReader.png
Ядерные реакторы - читать онлайн бесплатно полную версию (весь текст целиком)
Интервал:
Закладка:
Другой нейтрон испытает меньшее число столкновений с ядрами замедлителя и придет в другой урановый блок с какой-то средней скоростью. Такие нейтроны очень жадно поглощаются ядрами урана 238. Новых нейтронов при этом возникать не будет.
Наконец, третий нейтрон может совсем выйти за пределы уранового котла, не задев ни одного уранового блока.
Как уже указывалось, цепной процесс может протекать, если хотя бы один из нейтронов деления произведет еще одно новое деление. В этом случае коэффициент размножения будет равен единице.
Изменяя величину коэффициента размножения, мы можем управлять процессом, то есть изменять мощность ядерного реактора. Управление котлом обычно производится с помощью стержня из кадмия или бористой стали (кадмий и бор очень жадно поглощают тепловые нейтроны). Такой стержень поглощает нейтроны на их пути между урановыми блоками, уменьшая число делений. Изменяя глубину погружения поглощающего стержня в реактор, можно тем самым изменять величину коэффициента размножения около значений, близких к единице.
Значение коэффициента размножения для случая цепного процесса с замедлителем необходимо несколько уточнить. Поскольку природный уран содержит большое количество тяжелого изотопа, то нужно учесть также ту долю нейтронов, которая выделится за счет деления урана 238быстрыми нейтронами. Таких делений будет немного, но каждое из них даст добавочных два или три нейтрона. Это значит, что из уранового блока будет вылетать уже больше быстрых нейтронов. В среднем вместо одного нейтрона за счет деления урана 238мы получим ε нейтронов, где ε есть величина, немного бóльшая единицы (обычно = 1,03).
Эти ε нейтронов будут терять свою энергию в замедлителе, и если они не успеют стать тепловыми до встречи с ядрами урана 238, то последние могут их захватить: эти нейтроны потеряются. Обозначим долю нейтронов, избежавших такого захвата в уране 238, через φ. Так как всегда некоторое число нейтронов захватится тяжелым изотопом, то, очевидно, величина φ будет меньше единицы. Таким образом, останется εφ свободных нейтронов. Эти нейтроны имеют скорость, близкую к тепловой, и поэтому могут весьма активно производить деление ядер урана 235. Однако часть тепловых нейтронов поглощается замедлителем, регулирующими стержнями из кадмия или бористой стали или просто различными примесями. Обозначим через Θ ту долю тепловых нейтронов, которая поглотится ядрами урана 235и произведет их деление; при этом появляется η новых нейтронов. В результате всех процессов в реакторе каждый быстрый нейтрон будет давать в среднем K =εφθη вторичных нейтронов.
Произведение φθ всегда меньше единицы. Если в качестве замедлителя применяется тяжелая вода, то в случае природного урана φθ примерно равно 0,9. Если учесть, что ε=1,03 и η≈1,33, то получим для ядерного реактора на тяжелой воде следующее максимальное значение для коэффициента размножения:
Для графитового реактора φθ примерно равно 0,79, и поэтому коэффициент размножения значительно меньше: K≈ 1,07.
В работающем ядерном реакторе непрерывно происходит деление ядер урана 235. Накапливающиеся в урановых блоках «осколки» деления также поглощают тепловые нейтроны, а это приводит к тому, что значение коэффициента размножения довольно быстро падает.
Чтобы избежать частой замены урановых блоков, в урановом котле с графитовым замедлителем выгоднее применять уран обогащенный — с содержанием 1–1,5 процента урана 235.
Все приведенные значения коэффициентов размножения относятся к котлам неограниченных размеров. На самом деле величина коэффициента размножения несколько меньше, если учесть утечку нейтронов через наружную поверхность.
Для уменьшения выхода нейтронов за пределы реактора применяются отражатели. В качестве отражателя нейтронов может быть использован тот же графит. Нейтроны, сталкиваясь с ядрами углерода, частично отражаются обратно в так называемую активную зону реактора, где участвуют в цепном процессе.
Однако значительная часть нейтронов все же выходит наружу. Для защиты людей от очень вредного нейтронного и радиоактивного излучения ядерный реактор окружают толстой бетонной стеной толщиной 1,5–2,5 метра.
Мы знаем, что в природном уране необходимо учитывать два конкурирующих процесса: деление ядер урана 235и захват нейтронов ядрами урана 238. От того, какой из процессов сильнее, зависит возможность осуществления цепной реакции. Если преобладает поглощение нейтронов, реакция не может поддерживаться, как, например, в природном уране, в случае непосредственного использования быстрых нейтронов деления. Здесь процесс может идти только при использовании медленных нейтронов, или, как говорят, на медленных нейтронах. Но при замедлении нейтроны не сразу приобретают тепловую скорость. Если замедлителем является, например, графит, то, чтобы стать тепловыми, нейтроны должны испытать в среднем 110 соударений. За это время их могут поглотить ядра урана 238, и поэтому в однородной смеси природного урана с графитом цепной процесс осуществить нельзя.
Гомогенные реакторы.Очень эффективным замедлителем является тяжелая вода. В каждом соударении с ядром тяжелого водорода нейтрон теряет значительную энергию, и уже после 18–20 соударений скорость его так мала, что вероятность его поглощения ядром урана 238незначительна. Такой нейтрон очень активно производит деление ядер урана 235. Поэтому цепной процесс возможен даже в однородной смеси природного урана с тяжелой водой.
Такой гомогенный реактор (рис. 17) состоит из бака с тяжелой водой, в которой растворены урановые соли. Для уменьшения размеров реактора бак окружают слоем отражателя, снижающего утечку нейтронов наружу. Управление котлом, как обычно, производится с помощью стержня из кадмия.

Если применять уран с большим содержанием легкого изотопа (обогащенный уран), то в гомогенном реакторе может применяться и другой замедлитель. Расчеты показывают, что можно изготовить реактор, состоящий из 15 литров простой воды и одного килограмма солей урана 235.
Забегая несколько вперед, нужно отметить, что реактор с тяжелой или простой водой является одновременно паровым котлом. Вода в нем непрерывно нагревается и может давать пар высокого давления. Температуру воды и давление пара можно сравнительно легко регулировать с помощью кадмиевых стержней.
Читать дальшеИнтервал:
Закладка: