Ефим Балабанов - Ядерные реакторы

Второй тип размножающего реактора может быть выполнен в виде гетерогенного с замедлителем из тяжелей воды. В этом случае блоки из обогащенного урана располагаются очень близко один к другому. На малых расстояниях между блоками большая часть нейтронов не успевает замедлиться, и много актов деления ядер урана 235производится быстрыми нейтронами. Эти нейтроны, как уже говорилось, слабо поглощаются ядрами урана 235.

Наконец, оказалось возможным использовать и медленные нейтроны в реакторе с восстановлением горючего. Легче всего это сделать, применяя для цепного процесса уран 233. Его ядра сравнительно слабо поглощают (без деления) тепловые нейтроны. Выходящие из активной зоны реактора нейтроны поглощаются в наружной оболочке, состоящей из тория 232, где и образуется уран 233. Расчеты показывают, что в оболочке такого реактора можно получить «свежего» урана 233не меньше, чем его «выгорает» в центральной части.

Таким образом, размножающие реакторы могут быть осуществлены на быстрых и медленных нейтронах.

Процессы в размножающем реакторе очень чувствительны к различным примесям, загрязняющим уран или замедлитель. Увеличение примесей, естественно, приводит к уменьшению выхода искусственного горючего, так как в них поглощается часть нейтронов. Такими примесями являются «осколки» деления ядер расщепляющихся материалов. Накопление «осколков» приводит к все ухудшающейся эффективности реактора. Нужна частая замена материалов, находящихся в центральной части реактора, и очистка урана от накопившихся «осколков», представляющих собой ядра различных элементов.

Как мы увидим позже, возможно осуществление реакторов, позволяющих непрерывное частичное обновление ядерного горючего. Бывшее в работе горючее проходит стадию химической очистки и возвращается обратно.

Работа ядерного реактора.В условиях постоянной работы ядерного реактора коэффициент размножения должен быть равен единице. Иначе говоря, реактор должен быть в критическом состоянии. Однако он не может находиться долго в таком режиме, когда его размеры точно критические. Существует ряд явлений, которые приводят к самопроизвольному уменьшению коэффициента размножения. Поэтому надо иметь возможность постепенно увеличивать этот коэффициент, или, как принято говорить, реактор должен обладать некоторым запасом реактивности.

Прежде всего в процессе работы происходит постепенное уменьшение содержания расщепляющегося вещества. В том случае, когда размеры системы остаются постоянными, величина коэффициента K становится меньше единицы и цепной процесс затухает. Для поддержания процесса нужно увеличить реактивность ядерного реактора.

Кроме того, при работе реактора происходит накопление «осколков» продуктов деления ядер. Это приводит к отравлению реактора примесями, очень жадно поглощающими нейтроны. Бесполезная потеря нейтронов вызывает уменьшение коэффициента размножения K , то есть опять-таки снижается реактивность системы.

Значительное влияние на протекание цепного процесса оказывает температура реактора. Если при запуске холодный реактор был в критическом состоянии, то при работе в нагретом реакторе обычно уменьшается реактивность. Это объясняется тем, что делящиеся материалы и замедлители при нагревании расширяются, плотность их уменьшается, а это приводит к увеличению среднего расстояния между ядрами. Следовательно, нейтроны уже реже встречаются с ядрами, реже производят деления и менее эффективно замедляются. Кроме того, увеличение температуры означает увеличение скорости молекул и медленных нейтронов, и, следовательно, если реактор работает на тепловых нейтронах, активность их уменьшается. Более быстрые нейтроны с меньшей вероятностью производят деление ядер расщепляющегося материала и значительно чаще поглощаются ядрами урана 238. Таким образом, повышение температуры тоже приводит к уменьшению реактивности. Для того чтобы ядерный реактор продолжал свою работу и при высокой температуре, надо увеличить его эффективные размеры.

Рассмотрим в качестве примера работу гетерогенного реактора на медленных нейтронах, выполненного в виде алюминиевого бака, наполненного тяжелой водой, в которую опущены урановые стержни. Цепной процесс управляется регулирующим кадмиевым стержнем. Если мы поднимем регулирующий стержень, то поглощаемое им число нейтронов уменьшится: величина θ, которая входит одним из множителей в выражение для коэффициента размножения, увеличивается, а следовательно, увеличивается реактивность котла. Если регулирующий стержень останется на уровне, при котором коэффициент K больше единицы, то очевидно, что каждое деление ядра урана 235будет вызывать в среднем больше чем одно деление других ядер. Поток нейтронов в реакторе, а вместе с ним и выделение энергии возрастет, мощность котла увеличится.

Мощность котла, или количество энергии, выделяющейся в одну секунду, можно определять, измеряя поток нейтронов, так как их количество определяет число ядерных реакций, в которых освобождается энергия. Чем больше поток нейтронов, тем выше уровень мощности котла. Во всех реакторах предусмотрено измерение потока нейтронов. Это осуществляется с помощью специального прибора — ионизационной камеры, помещенной вблизи активной зоны.

Для регистрации медленных нейтронов применяются ионизационные камеры, наполненные газообразным соединением бора (BF 3). Поглощение нейтрона бором приводит к ядерной реакции, сопровождающейся вылетом быстрой альфа-частицы. При своем движении в камере альфа-частица производит ионизацию молекул газа. На электроды ионизационной камеры приходит электрический заряд. При измерении очень интенсивных потоков медленных нейтронов, возникающих во время работы ядерных реакторов, используют менее чувствительные камеры, электроды которых покрыты слоем карбида бора.

Таким образом, нейтрон, проходящий сквозь камеру, вызывает небольшой импульс электрического тока. Чем больше поток нейтронов, тем больший ток протекает в камере. Измерительный прибор дает нам значение потока нейтронов или относительную величину мощности уранового котла.

Как показывают расчеты, при коэффициенте размножения 1,005 поток нейтронов и соответственно мощность реактора увеличиваются за 10 секунд примерно в 2,7 раза.

В любом куске урана, а следовательно, и в урановом котле, независимо от того, протекает цепной процесс или нет, непрерывно выделяется энергия. Это происходит за счет самопроизвольного деления. Учитывая, что в 1 грамме урана за один час происходит в среднем 23 деления, можно легко подсчитать: если в ядерный реактор загружено около 1 тонны природного урана, то начальная мощность его примерно будет 7∙10 -14киловатт. Это, конечно, очень маленькая мощность, но ее вполне достаточно для развития цепного процесса. При выбранном нами коэффициенте размножения K =1,005 через 10 секунд эта мощность увеличится в 2,7 раза, через 20 секунд — в 7,3 раза и т. д.