Радиоактивные изотопы и их применение - страница 19
Стальной кожух реактора стоит на бетонном основании и для защиты персонала станции от излучения окружен слоем воды толщиной в 1 метр и бетонной стеной толщиной, равной 3 метрам.
В реакторе ежесекундно происходит деление 9∙10>18 атомов урана 235, т. е. в сутки расходуется приблизительно 30 граммов урана 235. Деление каждого ядра атома урана сопровождается выделением 200 миллионов электрон-вольт энергии. Эта энергия внутри ядерного реактора в результате торможения «осколков» превращается в тепло. В итоге ежесекундно в реакторе выделяется 7 миллионов калорий тепла.
Вода, двигающаяся по трубкам вдоль урановых стержней, нагревается за счет этого тепла и уносит выделяющееся тепло из реактора, охлаждая тем самым его активную зону. Охлаждающая реактор вода находится под давлением 100 атмосфер. Благодаря этому она может нагреваться до высокой температуры. В реакторе атомной электростанции она нагревается до 270°. Вода, охлаждающая активную зону реактора вследствие взаимодействия водорода с нейтронами, становится радиоактивной, и поэтому ее заставляют двигаться по замкнутому кольцу. По выходе из реактора ее направляют в теплообменник, где она отдает свое тепло воде вторичного контура (кольца), превращая ее в пар и охлаждаясь до 190°. Далее она с помощью насосов снова направляется в реактор. Вода вторичного контура не радиоактивна. Пар, образующийся в парогенераторе, приводит в движение паровую турбину электростанции. На рис. 12 приведена принципиальная схема атомной электростанции. Полезная мощность первой атомной электростанции в СССР составляет 5000 киловатт, а тепловая — 30 000 квт. Следовательно, 16,5% тепла, выделяющегося при делении урана, превращается в энергию электрического тока; коэффициент полезного действия станции равен 16,5%.
Если не производить охлаждение реактора, то произойдет разрушение тепловыделяющих элементов.
Цепная реакция деления происходит с размножением нейтронов, число которых по мере развития реакции деления возрастает. Возрастает, следовательно, и число актов ежесекундного деления, и поэтому ядерный реактор может разрушиться от чрезмерного перегрева, если часть нейтронов не поглотить посторонними веществами.
В качестве такого поглотителя медленных нейтронов — регулятора скорости реакции — служат стержни из бористой стали. Бор легко вступает во взаимодействие с медленными нейтронами. Если стержни вдвинуты внутрь реактора, то реакция прекращается, так как практически значительная часть нейтронов, получающихся при делении, поглощается бором. Если стержни начать выдвигать, то реакция постепенно ускоряется. Можно подобрать такое положение стержней, при котором ядерный реактор работает с постоянной мощностью, и поддерживать его положение автоматически с помощью прибора, который вдвигает стержни внутрь реактора, как только скорость выделения нейтронов или температура охлаждающей воды превышает определенную норму. Здесь мы имеем дело с регулируемым процессом освобождения атомной энергии. Мы не будем подробнее останавливаться на различного рода конструкциях и типах реакторов на медленных нейтронах, так как это нас уведет далеко от основной темы книги.
Ядра атомов большинства химических элементов взаимодействуют с медленными нейтронами с образованием радиоактивных изотопов, масса которых на единицу больше массы исходного ядра. Эти изотопы являются бета-излучателями с самыми разнообразными периодами полураспада.
Наиболее мощным современным источником медленных нейтронов является ядерный реактор на медленных нейтронах. Он в настоящее время широко используется для облучения различных веществ медленными нейтронами, для получения таким путем радиоактивных изотопов. Вещество для облучения вводится в специальный канал ядерного реактора, который проходит сквозь защиту в слой замедлителя активной зоны реактора (см. рис. 11).