Отвод тепла от ядерного реактора.

Жолио-Кюри (рис. 49), охлаждение урановых стержней тоже произво­дится тяжелой водой, которая служит одновременно и замедлителем. Тяжелая вода перекачивается с помощью насоса через алюминиевый бак, в который опущены ура­новые металлические стержни. Омывая урановые стержни, она отбирает от них тепло, нагревается и попадает в теплообменник, где охлаждается простой водой.

Очень эффективно может быть использована тяжелая вода в качестве теплоносителя в гомогенных реакторах типа «водяной котел». Такой ядерный реактор (рис. 50) представляет собой котел, заполненный раствором урано­вых солей в тяжелой воде. Когда коэффициент размно­жения нейтронов достигнет значений несколько выше единицы, в котле развивается цепной процесс, скорость которого регулируется кадмиевым стержнем. Почти вся выделяемая мощность здесь расходуется на нагревание воды. Это по существу паровой котел, непосредственно использующий атомную энергию. Температура тяжелой воды, а следовательно, и давление паров в таком котле определяются прочностью бака и трубопроводов. Пар, получающийся в таком ядерном реакторе, обладает боль­шой радиоактивностью, но, применяя защиту и антикор­розийные покрытия, его можно использовать в паровой турбине. Проще, однако, получить вторичный пар в спе­циальном теплообменнике: этот вторичный пар уже не­радиоактивен. Ядерные реакторы с тяжелой водой обла­дают очень большим отрицательным температурным коэффициентом. Это значит, что при увеличении темпера­туры реактивность реактора или коэффициент размноже­ния нейтронов падает. Очень часто температура реактора с тяжелой водой и природным ураном не может под­няться выше 90—120 градусов. Такой котел совершенно безопасен в эксплуатации, но не имеет промышленного значения, так как его пар обладает слишком малым дав­лением.

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 урана²³⁵ (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 — уране²³⁵. Такой маленький

Рис. 49. Ядерный реактор Жолио – Кюри