Ядерные реакторы

Рис. 22. Схема автоматического управления ядерным реактором. Регулирующий стержень совершает колебания вблизи положения, при котором коэффициент размножения нейтронов равен единице; соответственно этому колеблется и мощность ядерного реактора

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 ураном²³⁸ и торием²³².

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» уран²³⁵ и накапливаться плутоний²³⁹. Если реактор не воспроизводит ядерное горючее, то количество накапливающегося плутония²³⁹ меньше «выгоревшего» урана²³⁵. 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.

Однако в конце концов реактивность системы настолько уменьшается, что даже при полном удалении регулирующего стержня коэффициент размножения будет все же меньше единицы. После этого мы уже не сможем поддерживать заданную мощность реактора, и она будет падать.

Время устойчивой работы зависит от размеров реактора и мощности, при которой он работает. Естественно, что чем больше урана загружено в реактор и чем меньше его мощность, тем дольше он работает в устойчивом режиме.

Ядерный реактор будет работать вполне устойчиво, если периодически заменять часть отработанных урановых стержней на новые. В том случае если реактор работает устойчиво, например в течение 100 суток, можно время от времени заменять часть урановых стержней и тем самым поддерживать реактор в состоянии достаточной реактивности.

В отработанных стержнях содержится значительное количество урана, плутония и «осколков» деления. Вследствие того что «осколки» деления представляют собой радиоактивые ядра, отработанные урановые стержни очень интенсивно выделяют излучения, весьма пагубно действующие на организм человека. Поэтому отработавшие стержни извлекаются из реактора с помощью специальных механизмов, выдерживаются в специальных хранилищах, а затем идут на химическую обработку.

ГЛАВА 4. ЭКСПЕРИМЕНТАЛЬНЫЕ ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ

Первый советский реактор. Когда в 1939 году была открыта ядерная реакция деления урана, ученые вскоре поняли, что это открытие сулит получение и использование атомной энергии.

Первые результаты этого открытия были использованы в 1945 году в США для создания атомных бомб и ознаменовались бессмысленным уничтожением сотен тысяч мирных людей Японии.