Ядерные реакторы - [25]

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.

Во всех странах, владеющих атомным оружием, имеются очень мощные ядерные реакторы, в которых получаются расщепляющиеся материалы — плутоний²³⁹ или уран²³³, идущие, как и уран²³⁵, на изготовление запасов атомных бомб. Так, например, в США в штате Хэнфорд имеется несколько больших урановых котлов с тепловой мощностью порядка миллиона киловатт, где получается, по всей вероятности, от половины до одного килограмма плутония в сутки. Подробного описания таких реакторов нет. Надо только указать, что эти установки не имеют никакого энергетического значения. И, по выражению одного из американских физиков, за все время существования котлов в Хэнфорде ни одного ватта полезной энергии не было получено, если не считать, что они слегка нагревают воды мощной реки Колумбии, куда сливается охлаждающая реакторы вода.

Читателю интересно будет узнать о некоторых советских ядерных реакторах, подробное описание которых приводилось нашими учеными в 1955 году на Международной конференции по мирному использованию атомной энергии.

Изучение цепных реакций в нашей стране было начато еще до Великой Отечественной войны. Это позволило создать соответствующую теорию деления урана. Были исследованы основные параметры процесса деления, найдены величины, от которых зависит коэффициент размножения системы на тепловых нейтронах. Разработана теория развития процесса во времени и определена роль запаздывающих нейтронов в управлении системами урана с замедлителем. Эти исследования продолжались и в военное время, и, естественно, развитие этой отрасли науки проходило независимо от ученых других стран.

Постройке первого советского ядерного реактора предшествовали многочисленные исследования различных моделей.

Как мы видели, цепной процесс на природном уране и графите возможен только в гетерогенных системах, где уран размещается отдельными блоками в сплошном графитовом замедлителе. Советские ученые подсчитали, что коэффициент размножения в такой системе в самом благоприятном случае не превышает значения 1,07.

А вдруг физики-теоретики ошиблись! В таких расчетах всегда могут быть ошибки, тем более, что ученые основывались на различных недостаточно и точно определенных величинах. Было вполне вероятно, что в действительности коэффициент размножения окажется меньше единицы. А мы уже знаем, что в этом случае цепной процесс не пойдет. Сооружение урано-графитового реактора оказалось рискованным делом.