B—C. Благодаря уменьшению тока в ионизационной камере якорь реле отходит и включает мотор механизма перемещения стержня в обратную сторону. Регулирующий стержень поднимается, что ведет к увеличению нейтронного потока (кривая С—D), а следовательно, мощности.
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.
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.
Ученые многих стран, в частности немецкие ученые, не веря в успех, так и не предприняли попыток строить такие реакторы.
Но советские ученые оказались более настойчивыми. Они провели ряд измерений, подтверждающих возможность осуществления цепного процесса в урано-графитовой системе. Выяснили, что для успешной работы реактора надо применять урановые цилиндрические блоки и располагать их в графите на расстоянии 20 сантиметров один от другого.
Оказалось, что для достижения критического размера, при котором начинается цепной процесс, нужны очень большие количества (для того времени) дорогих материалов: 45–50 тонн металлического урана и несколько сот тонн графита. Нужно еще отметить, что требования, предъявляемые к этим материалам, были чрезвычайно высокие. Примесь бора или кадмия в графите совершенно недопустима. Миллионная доля бора в графите приводила к огромному поглощению нейтронов, что не давало возможности осуществить цепной процесс. От чистоты материалов зависел успех всего дела. На помощь физикам пришли горняки, металлурги и химики. Уран и графит в нужных количествах был получен: уран — в виде металлических блоков диаметром три — четыре сантиметра, а графит — в виде кирпичей размером 10×10×60 сантиметров.
Постройка реактора является вообще весьма сложным и тонким делом. Сборка же первого реактора, если не принять специальных мер, к тому же и опасна. Может ведь случиться, что вследствие ошибки в расчетах и предварительных измерениях бурный цепной процесс начнется значительно раньше, чем ожидают. Это может привести к очень серьезной аварии и даже к взрыву. В лучшем случае сотрудники лаборатории получат огромные дозы очень вредного нейтронного облучения. Переоблучение может гибельно отразиться на здоровье людей.
Все это хорошо понимали советские люди, и поэтому при строительстве реактора велось тщательное наблюдение за числом выделяемых в системе нейтронов. В процессе сборки в тело реактора были всегда погружены поглощающие нейтроны кадмиевые стержни. Эти стержни в любом случае не давали возможности осуществить цепной процесс.
Мы уже знаем, что в уране всегда происходят самопроизвольные (спонтанные) деления, в результате которых возникают нейтроны. Поэтому чувствительная ионизационная камера, помещенная возле куска урана, всегда регистрирует нейтроны. Чем больше масса урана, тем больше нейтронов.
Давайте немного займемся арифметикой. Предположим, что наша камера, установленная на некотором расстоянии от куска урана весом в один грамм, регистрирует в час всего один импульс, вызванный нейтроном спонтанного деления. Сколько же она будет регистрировать, если вместо одного грамма мы в том же месте поместим тонну урана? Задача кажется очень простой. В одной тонне миллион граммов, поэтому камера сосчитает уже 106 импульсов в час, или около 300 импульсов в секунду. Но это не так. Мы забыли о том, что нейтроны, вылетающие при делении, будут также вызывать деления, и, чем больше окружающая масса урана, тем больше будет этих новых делений и новых нейтронов. Таким образом, число нейтронов в тонне урана будет всегда несколько больше подсчитанного нами.