ПОИСК Статьи Чертежи Таблицы КОНСТРУКЦИИ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ из "Атомы сегодня и завтра " Основной принцип работы любого ядерного реактора — это, конечно, управление цепной ядерной реакцией, поскольку только в этом случае, можно будет безопасно использовать выделяющуюся ядерную энергию. Хотя вариантов подобного управления цепной ядерной реакцией огромное множество, однако существует всего лишь несколько (не больше двадцати) схем управления, которые заслуживают внимания и годны для экспериментальной проверки. В этой главе будет рассказано об основных типах ядерных реакторов, но прежде полезно сделать несколько общих замечаний. [c.71] Вероятность столкновения частицы (например, нейтрона) с атомным ядром зависит от площади мишени, то есть от поперечного сечения ядра. Однако при определении вероятности возникновения ядерной реакции следует учитывать, что атомное ядро представляет собой специфический источник ядерных и электрических сил, и поэтому имеет смысл говорить об эффективном поперечном ядерном сечении, которое, конечно, зависит от различных свойств данного ядра. Далее мы эту величину будем называть просто ядерным сечением, помНя, естественно, что оно не является собственно поперечным сечением атомного ядра. Величина ядерного сечения зависит и от свойств элементарных частиц, участвующих в ядерной реакции. Поскольку радиус действия электрических сил теоретически бесконечен, то, следовательно, для заряженных частиц, таких, как протоны и электроны, атомное ядро, благодаря своему положительному заряду, будет иметь ядерноё сечение, отлич ное от того, которое характерно для случая взаимодействия ядра с нейтроном, так как сфера действия ядерных сил не превышает см. Величине ядерного сечения присущи и другие зависимости от энергии пролетающей частицы, от конкретного типа ядерной реакции. Так, например, нейтрон может различным способом взаимодействовать с ядром урана он способен вызвать расщепление ядра, но может и просто быть захвачен ядром (без последующего расщепления). Для каждого из этих случаев существуют различные ядерные сечения, то есть имеются различные вероятности возникновения каждого из этих ядерных взаимодействий. [c.73] Даже нейтрон, обладающий нулевой кинетической энергией, может вызвать ядерное деление, если при его захвате ядром выделится достаточное количество энергии связи. [c.73] Понятие очень большое является, конечно, весьма относительным для ядерных сечений. Даже самые большие из них едва достигают 10 ° см а чаще всего их величина составляет лишь 10-24 (см. рис. 22 и 23). [c.75] Ради простоты мы здесь пренебрегаем небольшим количеством расщеплений ядер урана-238 и поглощений (без расщепления) ядрами урана-235, все же происходящих в природном уране при взаимодействии этих ядер с нейтронами подобных энергий. Кроме того, мы совсем не учитываем небольшого (менее 0,01%) количества урана-234, тоже имеющегося в природном уране. [c.76] В качестве замедлителя в современных реакторах широко используются чистый углерод (в виде графита) и тяжелая вода (см. сноску 42 на стр. 69), отвечающие всем требованиям, перечисленным выше. Более эффективным из этих замедлителей является тяжелая вода, поскольку ее атомы легче атома углерода. С другой стороны, производство тяжелой воды весьма дорого-стояший процесс, и поэтому гораздо экономичнее в качестве замедлителя применять графит. Другими возможными кандидатами в замедлители являются обычная вода, металлический бериллий, окись бериллия и некоторые органические кислоты. Все они в той или иной степени удовлетворяют второму и третьему требованиям, но меньше отвечают первому эти кандидаты настолько сильно поглощают нейтроны, что их нельзя применять в реакторах, работающих на природном уране. Однако, если в природном уране слегка увеличить содержание урана-235 (так называемый процесс обогащения), то и эти вещества могут быть использованы в качестве замедлителя. Правда, процесс увеличения содержания урана-235 даже на 0,07% требует большого расхода средств, дорогостоящего оборудования и огромного потребления электроэнергии. [c.78] Перейдем теперь к более подробному рассмотрению некоторых типов ядерных реакторов. [c.78] В то время ученым было мало что известно о ядер-ных сечениях, и, следовательно, не проводились точные расчеты (как это делают современные конструкторы реакторов) для выявления необходимых количеств урана и графита, а также их расположения для достижения критических параметров. Ферми и его коллегам пришлось полагаться на общие принципы, приближенные вычисления, догадки. Например, начиная свои эксперименты, они смутно представляли себе, какого размера должен был быть столб из урановых и графитовых кирпичей . И действительно, первый атомный столб довольно быстро перерос помещение, в котором он находился, и для того чтобы его упрятать (создание атомной бомбы осуществлялось в глубокой тайне), понадобилось нечто высотою примерно в церковь , а впоследствии и вовсе пришлось подыскивать новое помещение для реактора. [c.79] Гигантские ядерные реакторы, применявшиеся в первых атомных электростанциях, были прямыми потомками реактора Ферми в них использовались тот же тип ядерного топлива (природный уран) и тот же замедлитель (графит). Однако в отличие от атомного котла назначение этих реакторов было вполне мирным в качестве атомных печей они заменили в тепловых электростанциях обычные печи, работающие на угле или нефти. На рис. 24 схематически (в разрезе) представлен один из таких реакторов, в котором тепло от тепловыделяющих элементов — урановых стержней диаметром около 25 мм —отводится с помощью циркулирующего газа. Нагретый в реакторе до высоких температур газ поступает в теплообменники, где отдает свою тепловую энергию, а затем вновь возвращается в реактор. В качестве теплоносителя используется сжатый углекислый газ, поскольку он вполне безопасен, дешев, не слишком поглощает нейтроны и эффективен как теплоноситель. Чтобы предохранить неядерные части реакторной установки от радиоактивного заражения и исключить возможное химическое воздействие на урановое топливо со стороны горячего газа, тепловыделяющий элемент заключался в прочную оболочку, имеющую ребристую поверхность для более эффективной передачи тепла углекислому газу . [c.80] Выбор материала для оболочек тепловыделяющих элементов представлял собой сложную проблему. В Великобритании в первых энергетических реакторах использовался для этих целей сплав магиокс (99% магния и 1% алюминия). Однако выбор магнокса был, по существу, компромиссом из-за его сравнительно низкой точки плавления, что ограничивало КПД тепловой электроэнергии. [c.80] В заключение этого раздела отметим, что в качестве замедлителя и теплоносителя в ядерных реакторах может использоваться тяжелая вода или органическая жидкость. Однако из-за дороговизны тяжелая вода применяется в таких реакторах лишь как замедлитель, а теплоносителем служит обыкновенная вода. Использование же органических кислот осложняется тем, что их свойства весьма ухудшаются в результате продолжительного воздействия со стороны нейтронов и гамма-квантов. [c.84] В быстрых реакторах, естественно, отсутствуют замедлители нейтронов что делает активную зону весьма компактной. Такой реактор мощностью в 250 МВт имеет актавную зону величиной с ведро, в то время как для производства той же энергии активная зона первых гра-фито-газовых реакторов была размером с дом (рис. 29). При таких огромных удельных мощностях в активной зоне быстрых реакторов (сотни мегаватт на кубический метр) для отвода тепла лучше всего использовать быстро циркулирующие жидкости. Самыми подходящими из них оказались жидкие натрий и калий. Изучаются возможности применения для этих целей и расплавленных солей. Высказывалась идея и об использовании жидкой смеси теплоносителя с расщепляющимся топливом, циркулирующей под действием насоса. Однако при этом возникли трудности по обеспечению обслуживающего персонала надежной биологической защитой. [c.86] Конечно, некоторое замедление нейтронов все же происходит в быстром реакторе, поскольку не все столкновения частиц в активной зоне приводят к расщеплению или поглощению нейтронов (даже в атомной бомбе случается незначительное замедление такого рода). Следовательно, перед конструкторами быстрых реакторов стоит задача свести к минимуму такое замедление, и по этой причине стараются в подобных реакторах не применять материалы, содержащие легкие элементы. [c.86] Для выработки 250 МВт электричества активная зона реактора должна производить около 600 МВт тепла. [c.86] Это И есть процесс размножения плутония, непрерывно проходящий в реакторе, содержащем в своем топливе уран-238. [c.87] На самом деле плутоний-239 все же подвергается альфа-распаду с периодом полураспада 24 360 лет и самопроиавольному расщеплению с периодом полураспада 5,5-10 лет. [c.87] По подсчетам специалистов всех мировых запасов урана и тория достаточно для удовлетворения наших нужд в энергии на несколько сот лет вперед. Возможно, в будущем мы сможем использовать эти сырьевые источники, обнаруженные на ближайших небесных телах. Но, по-видимому, задолго до того как истощатся земные запасы топлива для ядерных реакторов, использующих управляемую цепную реакцию деления мы сумеем укротить энергию термоядерного синтеза, в качестве топлива которой могут служить практически неистощимые источники Мирового океана. Однако прежде чем перейти к следующей главе, повествующей о настоящем и будущем термоядерного синтеза, подведем краткие итоги данной главы. [c.89] Тепловые реакторы, в которых вода служит и теплоносителем и замедлителем, гораздо более компактны, чем их собратья с графитовым замедлителем и газовым теплоносителем, однако не столь компактны, как быстрые реакторы. Быстрые реакторы могут быть очень компактными и обладать исключительно высокой номинальной мощностью, по крайней мере в 1000 раз превышающей номинальную мощность графито-газовых реакторов. Несомненно поэтому, что в ближайшем будущем будет строиться все больше и больше быстрых реакторов, особенно в связи с увеличением запасов искусственного топлива— плутония и урана-233. По-настоящему компактные экономичные ядерные реакторы открывают перед человечеством волнующую перспективу использования портативных атомных электростанций, которые можно перевозить на самолетах или вертолетах в далекие джунгли, пустыни или отдаленные районы Севера. [c.90] Вернуться к основной статье