Радиоактивные изотопы и их применение - страница 18

Для того чтобы лучше (с бóльшим выходом) происходила реакция деления ядер атомов урана 235, нейтроны необходимо замедлить. Замедлителем нейтронов служат атомы легких элементов таких, как углерод, водород, бериллий и т. п. Нейтроны при столкновении с атомами углерода или водорода теряют свою энергию — замедляются (см. рис. 10), не вступая с ними в реакцию. Замедление необходимо проводить так, чтобы нейтроны теряли энергию от большой к маленькой, не соприкасаясь с ураном 238. Иначе нейтроны, замедленные до скоростей промежуточных между выделившимися и замедленными (с энергией около 1 миллиона электрон-вольт), будут реагировать с ураном 238 с образованием урана 239. Следовательно, нейтроны не будут идти на деление новых ядер атомов урана 235, и цепной процесс деления прекратится. Такое замедление достигается путем размещения урана в замедлителе, например построением решетки из урана и графита.

Нейтроны, попавшие в графитовую прослойку, претерпевают в ней несколько десятков столкновений с атомами углерода и теряют часть энергии. После этого нейтроны, выходя из графита, попадают в уран 235 и вызывают новые акты деления. Однако уран и графит должны быть достаточно чистыми, иначе примеси могут поглотить такое количество нейтронов, что развитие процесса деления — цепная реакция — не будет происходить.

Ученым удалось сконструировать ряд установок для получения атомной энергии, выделяющейся при делении ядер атомов урана и подобных ему элементов. Эти установки получили название ядерных реакторов (атомных котлов). Первый ядерный реактор был пущен в ход уже через 4 года после открытия процесса деления ядер урана, то есть в 1942 г.

Ядерный реактор представляет собою установку для осуществления цепной реакции деления ядер. Деление ядер может осуществляться под действием медленных и быстрых нейтронов. Быстрые нейтроны образуются непосредственно при делении ядер.

В результате их замедления получаются медленные нейтроны. В процессе замедления также образуются нейтроны, имеющие скорости промежуточные между быстрыми и медленными. В связи с этим различают три типа ядерных реакторов. Реакторы на медленных, на быстрых и на промежуточных нейтронах.

Ядерный реактор на медленных нейтронах состоит из следующих основных частей: активной зоны, отражателя нейтронов и защитного экрана. Сквозь активную зону проходит теплоноситель, который охлаждает активную зону и переносит тепло во вне реактора. Активная зона реактора представляет собою ту или иную конструкцию, в которой размещены замедлитель и тепловыделяющие элементы, содержащие делящийся материал.

В качестве делящегося материала (ядерного горючего) могут быть использованы уран 235, плутоний 239 и уран 233.

Для замедления нейтронов могут применяться обыкновенная и тяжелая вода (вода, содержащая вместо обычного водорода его изотоп дейтерий), графит и окись бериллия.

Для отражателя нейтронов обычно применяют те же материалы, которые употребляют для замедления.

В качестве теплоносителя, охлаждающего активную зону реактора, используют наряду с обычной водой тяжелую воду, расплавленные металлы (натрий и калий) и газы (гелий). Материалы, употребляемые для замедления и отражения нейтронов, а также в качестве теплоносителя должны поглощать как можно меньше нейтронов. В этом отношении тяжелая вода имеет большие преимущества, однако она очень дорога в производстве.

Защитный экран обычно делается из бетона и воды, которые в больших слоях достаточно хорошо поглощают нейтроны и гамма-лучи.

На рис. 11 схематически изображено устройство ядерного реактора на медленных нейтронах (поперечный разрез через активную зону реактора).

Опишем в качестве примера ядерный реактор, установленный на первой атомной электростанции в СССР.

Реактор состоит из герметического цилиндрического стального кожуха, заполненного графитовой кладкой. Внутри кожуха в промежутках находится газ — гелий, который препятствует выгоранию графита во время работы реактора. Центральная часть графитовой кладки имеет 128 рабочих каналов, каждый из которых представляет собою длинный графитовый цилиндр, пронизанный тонкостенными стальными трубками, по оси которого в центре расположены урановые стержни, заключенные в стальной кожух. По стальным трубкам пропускается вода, отбирающая тепло, которое выделяется при делении урана. Урановые стержни образуют активную зону реактора размером 1,5×1,7 метра, окруженную со всех сторон графитом. Всего в реакторе находится 550 килограммов чистого металлического урана, в котором содержание урана 235 обогащением доведено до 5%.