Техника - молодёжи 1956-07, страница 9

Техника - молодёжи 1956-07, страница 9

из урана 238 232)

akti ная зона

уран 235 (плутон ий 239, уран 233) и разбавитель

Схема реактора, накапливающею ядерное топливо.

Тот же реактор, но с газовым охлаждением имеет некоторые преимущества перед вышеописанным, так как в нем устраняется зависимость между температурой и давлением теплоносителя, Однако газ не может конкурировать с водой по теплоемкости, в силу чего для обеспечения высокого съема тепла необходимо иметь газодувки большей мощности, для того чтобы продувать через реактор огромные количества охлаждающего его газа.

Реакторы, охлаждаемые жидкими металлами, совмещают достоинства газового и водяного охлаждения. Высокая точка кипения расплавленных металлов дает возможность избегать высоких давлений, а высокая теплоемкость металла позволяет довольствоваться прокачиванием через реактор лишь небольших объемов теплоносителя. Недостатком такого реактора является высокая химическая активность натрия (наиболее приемлемый теплоноситель) и других жидких металлов. Это создает трудности при обслуживании реактора. Кроме того, необходим предварительный подогрев натрия и особые меры предосторожности во избежание контакта его с водой.

Водо-водяные реакторы, в которых и замедлителем и теплоносителем является вода, наиболее экономичны и безопасны в работе. Но еще недостаточно изучен вопрос о воздействии радиоактивных излучений на материал корпуса реактора, несущего высокое давление воды

Гетерогенные реакторы работают и на тяжелой воде. Тяжелая вода — прекрасный замедлитель, она слабо поглощает нейтроны, чем обеспечивает повышение теплотворной способности реактора при значительном уменьшении его объема. Недостатком такого реактора является высокая стоимость производства тяжелой воды.

Особое место занимают гомогенные реакторы. Гомогенный реактор состоит из бака с тяжелой водой, в которой растворены урановые соли. Управление реакцией в них осуществляется, как обычно, с помощью регулирующих стержней.

Если применить уран, обогащенный его легким изотопом, то в гомогенном реакторе может применяться и обычная вода.

В настоящее время работают ядерные реакторы, в 12—15 л тяжелой воды которых растворено 700—900 г урана 235

Активная зона реактора для исследовательских целей. Справа — бассейн с этим реактором.

в виде соли нитратуранила или уранилсульфата. Вода в та-ком реакторе непрерывно кипит и может давать пар высокого давления.

Особым типом реактора можно считать реактор на быстрых нейтронах В нем не нужен замедлитель Активная зона его может быть небольшой, и так как нет необходимости замедлять нейтроны, то естественным теплоносителем может служить жидкий металл. Достоинством такого реактора является прежде всего то, что в нем возможно и частичное деление основного изотопа урана — урана 238 и превращение урана 238 в плутоний 239. При этом количество получающегося плутония может превышать количество первоначально расщепившегося урана 235 или плутония. Поясним это.

Для простого воспроизводства делящихся материалов необходимо, чтобы каждое деление ядра урана 235 приводило к образованию хотя бы одного ядра плутония 239 или в случае использования тория — урана 233. Это возможно в обычных гетерогенных воспроизводящих реакторах. Тогда, для того чтобы не прекращался процесс деления и одновременно шло образование новых делящихся материалов, нужно, чтобы потерн нейтронов составляли не более 20% от общего их числа, то-есть в каждом акте деления урана минимум два нейтроне использовались для нового деления и для воспроизводства.

Размножение делящихся материалов, то-есть получение в ббльшем количестве, чем их сгорает, может быть достигнуто в размножите ьных или бридерных реакторах.

Глубокий анализ показывает, что в этом ничего необыкновенного нет. «Сжигая» ядерное топливо, мь получаем его энергию не только в виде тепла, но и в виде потока нейтронов. При этом часть энергии этого потока (примерно 2/s) идет на поддержание реакции, то-есть вызывает новое деле jr: другая часть (около '/5) теряется или, вернее, идет на образование тепла (возбуждение атомов окружающей среды) и еще одна часть (тоже около :/б) идет на образование нового «горючего» из негорючего урана 238 или тория 232, которое будет снова использовано в реакторах и даст энергии во много раз больше, чем было затрачено на его образование. С энергетической точки зрения, энергии, заключенной в каком-либо топливе, всегда больше, чем было затрачено ее на получение этого топлива, иначе ei о никто бы не добывал. Известно, например, что при добыче каменного угля удельная затрата энергии составляет около 10 квт-ч на тонну, а энергия, получаемая при сжигании этой же тонны угля, составляет не менее 5 тыс. квт-ч, и это ни у кого не вызывало сомнений в справедливости закона сохранения энергии. В размножительных реакторах происходит нечто подобное, имея в виду, конечно, совершенно иные методы «добычи» нового «горючего».

Особый интерес представляет демонстрационный действующий реактор, смонтированный на Всесоюзной промышленной выставке в Москве.

На дне стального бака (глубина 6 м и диаметр 4 м), заполненного дистиллированной водой, помещена активная зона реактора, тепловыделяющие элементы которой состоят из 24 кассет, по 16 стержней в каждой. Рабочая загрузка реакторе составляет 30 кг урана 238, обогащенного до 10% ураном 235. Замедлителем и отражателем нейтронов служит вода, заполняющая бак реактора. ^

При работе реактора можно наблюдать характерное явление — яркое голубовато-зеленое свечение, вызванное частичным переходом энергии излучения в видимый свет (эффект Черенкова).

Максимальная мощность реактора 150 квт. Тепло, выделяющееся при работе реактора, передается воде. Часть воды отбирается из бака и после прохода через теплообменник и фильтр вновь возвращается в бак. Это позволяет очищать воду от продуктов коррозии и поддерживать неизменную температуру.

Слой воды над активной зоной (4,6 м) надежно защищает от излучений реактора.

Регулирование хода цепной реакции, контроль уровня мощности, наблюдение за уровнем излучений над зеркалом воды и в демонстрационном зале осуществляются автоматически и фиксируются на специальном щите.

Большие станции будут построены с реакторами на медленных нейтронах. Замедлителями нейтронов здесь явятся графит, простая и тяжелая вода.

Уран-графитовый реактор уже два года успешно эксплуатируется на нашей первой атомной электростанции. Более мощные реакторы подобной конструкции, которые предположено применить на новых станциях, отличаются тем, что в самом реакторе можно будет получать перегретый пар в 480—500 градусов На одной из станций устанавливаются две турбины мощностью по 100 тыс. «вт на реактор.

На другой станции устанавливается реактор с тяжелой водой в качестве замедлителя нейтронов. Отвод тепла будет осуществляться углекислым газом, циркулирующим через реактор и парогенераторы.

Обсуждение
Понравилось?
Войдите чтобы оставить комментарий
Понравилось?