Ядерные реакторы - страница 46

Очевидно, что для промышленного использования «водяные котлы» надо строить с обогащенным ураном.

Как уже говорилось, можно изготовить совсем маленький реактор — «водяной кипятильник», применяя обогащенное ядерное горючее и простую воду. Сейчас существуют ядерные реакторы, состоящие из 800–900 граммов урана^>235 (в виде урановой соли) и 12–15 литров простой воды. В них простая вода является и замедлителем и теплоносителем. Потеря тепловых нейтронов при их поглощении водородом воды восполняется высокой реактивностью системы, работающей на почти чистом расщепляющемся материале — уране^>235. Такой маленький реактор может дать достаточную мощность для вращения небольшой турбины.

Пожалуй, наиболее перспективным является использование в качестве теплоносителя жидкого ядерного горючего. Применение, например, жидкой смеси урана^>235 с каким-либо другим веществом (разбавителем) устраняет ряд трудностей, возникающих при работе ядерного реактора. Так как энергия деления урана переходит в тепло во всей массе ядерного горючего, то устраняются потери, которые сопровождают передачу тепла постороннему теплоносителю. Горючая смесь, проходя по трубам теплообменника (парового котла), отдает это тепло вторичному теплоносителю, например воде или пару.

Цепной процесс может осуществляться только в шаровой камере, так как только в ней ядерное горючее имеет вес, близкий к критическому (рис. 51). Для того чтобы довести коэффициент размножения до значений, превышающих единицу, надо уменьшить выход нейтронов через шаровую поверхность. Поэтому активную зону реактора окружают слоем отражателя нейтронов. Регулировку мощности реактора можно производить, уменьшая или увеличивая выход нейтронов из шаровой камеры передвижением некоторой части отражателя нейтронов. Тем самым мы будем изменять коэффициент размножения.

Применение в качестве теплоносителя жидкой горючей смеси чрезвычайно облегчает ее замену и удаление из нее продуктов деления во время работы реактора. Можно время от времени часть ядерного горючего отбирать и направлять на обрабатывающие химические и металлургические заводы для отделения от него «осколков». Очищенное ядерное горючее с добавлением некоторого количества свежей смеси в расплавленном состоянии опять направляют в работающий ядерный реактор.

Как было указано, управление цепным процессом может производиться только за счет запаздывающих нейтронов, которые вылетают из «осколков» ядер через 60–80 секунд после деления. Если применять в качестве теплоносителя циркулирующее ядерное горючее, то часть запаздывающих нейтронов будет выделяться уже вне рабочего объема реактора; доля запаздывающих нейтронов, участвующих в цепном процессе, таким образом, уменьшается, а это затрудняет управление ядерным реактором. Однако если объем труб, насосов и теплообменника мал по сравнению с шаровой камерой, то доля запаздывающих нейтронов, выбрасываемых «осколками» вне активной зоны реактора, будет также невелика.

Запаздывающие нейтроны, выделяющиеся в теплообменнике, производят ядерные реакции, а следовательно, вызывают радиоактивность уже вторичного теплоносителя. Большая интенсивность радиоактивных излучений вторичного теплоносителя может иногда вызвать необходимость установки второго теплообменника. Теплоноситель, нагревающийся во втором теплообменнике, уже не будет радиоактивным.

Подобным же образом может быть построен гетерогенный ядерный реактор на медленных нейтронах (рис. 52). Ядерное горючее, которым является природный или обогащенный легким изотопом уран, в расплавленном виде пропускают через каналы твердого замедлителя. Тем самым в активной зоне реактора создаются условия, необходимые для осуществления цепного процесса.