Ефим Балабанов - Ядерные реакторы

Подсчитанное таким путем повышение мощности котла во время пускового периода можно представить в виде табл. 1.

Мощность реактора, как видно из таблицы, возрастает медленно за первые 5 минут. Однако в последующие 1,5 минуты скорость значительно увеличивается; за промежуток времени от 6 до 6,5 минуты мощность котла возрастает от 91 до 1750 киловатт, что очень опасно. При недостаточном охлаждении температура тяжелой воды, а следовательно, и давление паров может достигнуть весьма больших значений. В лучшем случае разорвется алюминиевый бак и вода выльется; при отсутствии замедлителя цепной процесс прекратится.

Если провести измерение фактической зависимости мощности котла от времени, то легко убедиться, что приведенные расчеты не совпадают с результатами измерений.

По прошествии некоторого времени вследствие повышения мощности температура котла возрастет, коэффициент размножения уменьшится и поэтому мощность будет увеличиваться значительно медленнее, чем это следует из таблицы. При некоторой температуре коэффициент размножения может стать даже равным единице. Эта температура соответствует определенной мощности ядерного реактора, которая является максимальной для данного положения регулирующего стержня.

Возрастание температуры вследствие большой теплоемкости реактора должно происходить медленнее, чем изменение коэффициента размножения. Поэтому, после того как величина K станет равна единице, температура реактора может еще повышаться. Это приводит к дальнейшему уменьшению K и, следовательно, к падению мощности котла. Уменьшение выделяемого тепла в свою очередь вызовет охлаждение реактора и создаст условия для развития цепного процесса. Таким образом, благодаря своеобразной тепловой инерции происходит колебание мощности ядерного реактора (рис. 21). Размах этих колебаний постепенно убывает, пока не устанавливается мощность, соответствующая температуре реактора, при которой коэффициент размножения становится равным единице. Если мы хотим получить от реактора большую мощность, необходимо выдвинуть часть кадмиевого стержня из реактора. Произойдет дальнейший рост температуры, и мощность реактора после ряда колебаний установится на более высоком уровне.

Может случиться, что при полном удалении регулирующего стержня рост температуры приведет к такому уменьшению коэффициента размножения нейтронов, что мощность котла не сможет превысить некоторого вполне безопасного значения. Такой реактор очень удобен в обращении, так как нет опасности чрезмерного развития цепного процесса, приводящего к аварии.

Если, несмотря на зависимость коэффициента размножения от температуры, реактор все же может выйти из управления, то его регулировка должна быть полностью автоматизирована. При ручном управлении существует опасность, что быстрое развитие цепного процесса может привести к аварии раньше, чем обслуживающий персонал успеет произвести необходимые операции.

Автоматическое управление может производиться с помощью уже описанной ионизационной камеры (рис. 22). После того как котел достиг заданной мощности (кривая А—B на рис. 21), включают автоматическое управление. При некотором повышении мощности нейтронный поток, пронизывающий ионизационную камеру, создает там электрический ток, который, будучи усилен с помощью радиотехнических устройств, притягивает якорь электромагнитного реле. Якорь реле включает электрический мотор механизма, опускающего регулирующий стержень. Поглощение нейтронов стержнем приводит к уменьшению коэффициента размножения. Мощность котла, а следовательно, и нейтронный поток постепеннно уменьшаются. Этот процесс описывается отрезком кривой B—C. Благодаря уменьшению тока в ионизационной камере якорь реле отходит и включает мотор механизма перемещения стержня в обратную сторону. Регулирующий стержень поднимается, что ведет к увеличению нейтронного потока (кривая С—D), а следовательно, мощности.

Таким образом, мощность реактора все время колеблется вблизи заданного среднего значения. С помощью подобной автоматической регулировки колебание мощности уранового реактора может поддерживаться с точностью до 0,1 процента.

Однако не исключено, что автоматическое устройство может вследствие неисправности каких-либо элементов электрической схемы или по другой причине выйти из строя. Чтобы предупредить аварию, реактор имеет аварийный стержень. Механизм передвижения такого стержня связан с другой ионизационной камерой. В случае резкого увеличения мощности реактора или вследствие неисправности каких-либо автоматических устройств срабатывает электромагнитная защелка аварийного кадмиевого стержня; он падает и глубоко входит в тело ядерного реактора. Поглощение большого количества нейтронов ведет к резкому уменьшению коэффициента размножения и, следовательно, к полному прекращению цепного процесса в реакторе. Таким путем может быть обеспечена стабильная и вполне безопасная работа ядерных реакторов.

В реакторах на быстрых и промежуточных нейтронах нельзя применять для регулировки стержни из кадмия или из бористой стали. Эти вещества активно поглощают только медленные нейтроны. Нейтроны, обладающие средними скоростями, очень сильно поглощаются ураном 238и торием 232.

Для реакторов на быстрых нейтронах трудно подобрать материалы, жадно поглощающие нейтроны. Регулировка этих реакторов может производиться стержнями из расщепляющихся материалов примерно так, как это показано на рис. 15.

По мере работы реактора в урановых стержнях будет «выгорать» уран 235и накапливаться плутоний 239. Если реактор не воспроизводит ядерное горючее, то количество накапливающегося плутония 239меньше «выгоревшего» урана 235. Но даже если бы общее содержание расщепляющегося материала в стержне оставалось бы постоянным, мощность ядерного реактора постепенно падала бы. Поглощение нейтронов образующимися в реакторе «осколками» приводит к уменьшению коэффициента размножения. Для стабильной работы реактора необходимо компенсировать это поглощение: надо уменьшить потерю нейтронов в кадмиевом стержне, то есть постепенно выдвигать его из активной зоны реактора.