Реакторы на тяжелой и простой воде. Другим типом ядерных реакторов является реактор Академии наук СССР с тяжелой водой, который был построен в 1948 году (рис. 30). Реактор предназначался для научных исследований как в самом аппарате, так и на выведенных из него пучках нейтронов. Он использовался также для получения радиоактивных изотопов. Применение тяжелой воды имеет ряд преимуществ для физических и технических исследований самого реактора. Жидкий замедлитель позволяет осуществить различное рас» положение и изменить количество и размеры урановых блоков. Этот реактор состоит из цилиндрического алюминиевого резервуара диаметром 1,75 метра и высотой около двух метров. В бак опущены урановые стержни длиной в 160 сантиметров. Диаметр урановых стержней в разных исследованиях менялся от 2,2 до 2,8 сантиметра. Изменялось также и число урановых стержней — от 86 до 292. Отвод тепла в реакторе осуществляется за счет циркуляции тяжелой воды. Скорость циркуляции невелика, и поэтому мощность ядерного реактора не превышает 500 киловатт. Над тяжелой водой непрерывно протекает гелий, который уносит с собой выделяющуюся за счет разложения тяжелой воды гремучую смесь. Пары конденсируются в ловушке, а гремучая смесь сжигается в специальном приборе (палладиевом катализаторе) и, следовательно, также превращается в воду. Реактор имеет графитовый отражатель нейтронов толщиной около
Рис. 30. Реактор на тяжелой воде Академии наук СССР
метра. Защита от излучения выполнена из бетона и имеет толщину 2,5 метра.
Верхняя часть реактора показана на рис. 31.
Управление реактором производится ручным и автоматическим передвижением четырех кадмиевых стержней. Имеются также и два аварийных стержня. Кроме того, в случае аварии тяжелая вода сливается в запасной бак, и цепная реакция прекращается.
Как известно, обыкновенная вода является очень хорошим замедлителем. Нейтрон благодаря соударениям с ядром водорода становится тепловым в среднем на пути около шести сантиметров. Поэтому реакторы с простой водой весьма компактны.
Существенным недостатком воды как замедлителя является сильное поглощение водородом тепловых нейтронов. Для восполнения больших потерь нейтронов необходимо
Рис. 31. Верхняя часть реактора на тяжелой воде
уменьшать поглощение их ядрами урана238, то есть применять в реакторе обогащенный